Типы энергетических реакторов. Типы энергетических реакторов
 Скачать 212.62 Kb.
|
|
Типы энергетических реакторов. PWR (pressurised water reactor) — энергетический реактор, использующий в качестве замедлителя ядерной реакции и теплоносителя обычную воду. Активная зона реактора набрана из тепловыделяющих сборок, заполненных тепловыделяющими элементами. Вода, проходя снизу вверх через зазоры между тепловыделяющими элементами, охлаждает их и замедляет интенсивность ядерной реакции. Горловина корпуса закрывается герметической крышкой, которая снимается при загрузке и выгрузке тепловыделяющих сборок. В энергетических реакторах этого типа вода находится под давлением. Она курсирует внутри реактора, забирая у него тепло и передавая эту тепловую энергию во внешний водный контур. В теплообменнике физического контакта радиоактивной воды из реактора и воды теплоносителя из внешнего контура не происходит, что позволяет сохранить радиационную безопасность. Вода внешнего контура, превращаясь после теплообмена в пар, крутит паровую турбину, которая и вырабатывает электроэнергию. Для того, чтобы пар снова превратился в воду и опять был способен получить тепло от водного контура реактора, его охлаждают и конденсируют. Именно поэтому непременной деталью любой АЭС являются башни градирни, выпускающие излишки пара в атмосферу. Использование воды в качестве теплоносителя и замедлителя в ядерных установках дает ряд преимуществ: — технология производства таких реакторов хорошо изучена и отработана; — вода, обладающая хорошими теплопередающими свойствами, относительно просто и с малыми затратами мощности перекачивается насосами; — дешевизна и общедоступность воды; — реактор предохраняется от произвольного увеличения мощности; — данная конструкция реактора позволяет создавать энергетические блоки мощностью до 1600 МВт (этот потолок мощности определяется возможностью транспортировки корпуса реактора по железной дороге, реактор большей мощности имеет линейные размеры, делающие его нетранспортабельным). Вместе с тем у данного типа реакторов имеются и недостатки: — вода при аварийных ситуациях взаимодействует с ураном и его соединениями (корродирует), поэтому тепловыделяющие элементы должны снабжаться антикоррозионными покрытиями (обычно сделанными из циркония), самая высокая интенсивность коррозии многих металлов в воде происходит при температуре выше 300 °С; возможность аварии с вытеканием радиоактивного теплоносителя. PHWR (pressurised heavy water reactor) — тяжеловодный ядерный реактор. Этот тип реактора в качестве теплоносителя и замедлителя использует тяжелую воду (D2O). Из-за того, что дейтерий имеет меньшее сечение поглощения нейтронов, чем водород, такие реакторы имеют улучшенный нейтронный баланс, что позволяет использовать в качестве топлива природный (необогащенный) уран. В энергетических реакторах использование природного урана значительно снижает расходы на топливо, хотя экономический эффект несколько сглаживается большей стоимостью сооружения энергоблока и большей ценой теплоносителя. Конструктивными особенностями таких реакторов является горизонтальное расположение топливных стержней в напорных трубах. По напорным трубам подаётся тяжёлая вода под высоким давлением. Укороченные топливные стержни загружаются в реактор с двух противоположных сторон без его остановки. Весь рабочий объём реактора заполнен тяжёлой водой с низким давлением и является холодным замедлителем реакции. Реакторы на тяжёлой воде считаются менее опасными для окружающей среды при возникновении аварийного перегрева конструкций. Наиболее последовательными сторонниками применения данного типа реакторов являются Канада и Индия. CANDU — тяжеловодный водо-водяной канальный ядерный реактор (производства Канады), двух контурный, с кольцевой системой обеспечивающей теплоизоляцию между нагретым теплоносителем (H2O)и холодным замедлителем (D2O). По распространенности в мире PHWR занимают третье место после легководных реакторов под давлением типа PWR и BWR. 44 тяжеловодных реактора эксплуатируются в 7 странах: Канада - 18, Аргентина - 2, Китай - 2, Республика Корея - 4, Индия - 15, Румыния - 2, Пакистан - 1. Из всех тепловых реакторов лучшим нейтронным балансом обладает CANDU. Использование в первом контуре CANDU тяжёлой воды позволяет в качестве топлива использовать природный уран с природным обогащением по изотопу 235U 0,7%. D2O в отличие от H2O не является активным поглотителем нейтронов. В реакторах «CANDU» топливо находится во множестве напорных труб внутри корпуса реактора, называемого «Каландрия» (или «бак-каландр»). Короткие пучки топливных стрежней расположены в горизонтальных каналах. Тяжелая вода в герметичном контуре под давлением прокачивается через напорные трубы и передает теплоту парогенератору. В реакторе CANDU содержится порядка 450 тонн D2O (стоимость D2O составляет 10% эксплуатационных расходов). Тяжелая вода низкого давления также заполняет «Каландрию», окружая напорные трубы, и выполняет функции холодного замедлителя. Все процессы происходят внутри большой бетонной или стальной оболочки. В CANDU используется естественный уран (в виде UO2), содержащий 0.7% изотопа 235U, характерно что реактор CANDU работает с самым высоким коэффициентом нагрузки (84% - 87%) в мире. Горизонтальные технологические каналы позволяют осуществлять перегрузку топлива непосредственно в процессе работы реактора. Перегрузка ТВС осуществляется проталкиванием пучков во встречных направлениях в соседних каналах. Перегрузка позволяет иметь минимальные потери нейтронов и приемлемое выгорание на природном топливе. Горизонтальность каналов с топливом и бака-каландра с замедлителем играет свою позитивную роль ослабления последствий наиболее тяжелых аварий, при утечке D2O. Среди сложностей, связанных с эксплуатацией CANDU следует отметить небольшой положительный паровой эффект реактивности, который трудно устранить, при авариях по утечке D2O. Это факт привел к необходимости второй системы быстрого аварийного гашения реактора. Кроме того, D2O при активации нейтронами образуется тритий, который впоследствии образует в оксид дейтеротрития DTO. Поэтому необходима система контроля эмиссии трития. Эта система дорогостоящая и трудоёмка в обслуживании, и наличие ее на станции вносит весомый вклад в расходы на эксплуатацию реакторов CANDU. В активной зоне реактора CANDU предусмотрено 1560 соединений с водной и газовой системами. Герметичность каждого из этих соединений требует с особой тщательности в диагносте, во избежании потерь D2O. РЕКЛАМА Несмотря на все усилия на CANDU регулярно происходят утечки тяжёлой воды. Большую часть D2O удаётся собрать, восстановить и вернуть в систему. Однако значимые объёмы D2O выходят из гермооболочки и попадают в окружающую среду через вентиляционную трубу. Кольцевая газовая система. Кольцевая газовая система - система, присущая только реакторам CANDU. Она обеспечивает теплоизоляцию между нагретым теплоносителем и холодным замедлителем. Исходно в кольцевой системе циркулировал азот, однако наличие этого газа приводило к образованию значимых (порядка нескольких кюри) объёмов 14C в газообразной и твёрдой формах. В начале 90-ых годов во всех канадских CANDU стал использоваться CO2 вместо азота, однако в результате в газовой системе стали образовываться радиолитические полимеры, забивавшие линии и расходомеры. ТВС и ТВЭЛ для реакторов PHWR В тяжёловодных реакторах CANDU и PHWR активная зона состоит из расположенных горизонтально топливных каналов, в каждый из которых загружается 12 и более ТВС. Топливные сборки для индийских реакторов PHWR были разработаны на основе канадских технологий для реакторов CANDU. В качестве исходного варианта индийцы использовали конструкцию с 19 ТВЭЛами в сборке, но в дальнейшем самостоятельно модифицировали её на 22 ТВЭЛа. В реакторах PHWR-540 используется 37-ТВЭЛьный вариант. BWR (boiling water reactor — кипящий ядерный реактор) — энергетический ядерный реактор, в котором вращающую электротурбину пароводяную смесь получают непосредственно в активной зоне, водяного контура-«посредника» нет. Особенность кипящих реакторов заключается в том, что у них отсутствует борное регулирование, компенсация медленных изменений реактивности (например, выгорания топлива) производится только меж кассетными поглотителями, выполненными в виде креста. Активная зона включает в себя тепловыделяющие элементы – уплотненные герметичные трубки из сплава циркония и олова с температурой плавление более 2200°C. ТВЭЛы заполнены таблетками делящегося вещества. В качестве делящегося вещества на АЭС Фукусима-1 использовался диоксид урана с температурой плавления около 3000°C. Корпус реактора заключен в защитную оболочку, которая должна удержать радиоактивные вещества на случай аварии. Реактор с остановленной цепной реакцией продолжает генерировать большое количество тепла из-за остатков радиоактивных продуктов деления. После остановки мощность составляет 6% от мощности рабочего реактора, через сутки падает до 1% и продолжает постепенно медленно снижаться. Для этого реактор даже после выключения необходимо продолжать охлаждать. В качестве охлаждения используются насосы аварийных систем, которые, как правило, приводятся в действие либо автономными дизель генераторами, либо внешними источниками электроэнергии. Если охлаждение не поступает, температура в активной зоне начинает расти, что приводит к деформации ТВЭЛов и, в дальнейшем, к расплавлению. Как результат активные вещества могут попасть в грунт под зданием энергоблока. А при взаимодействии водяного пара и циркония проходит реакция, выделяющая водород, что в замкнутых пространствах может привести к взрыву. В АЭС с некипящими реакторами температура воды в первом (внутреннем) контуре ниже температуры кипения. Насыщенный водяной пар при температуре до 330 °C вырабатывается во втором (внешнем) контуре. В кипящих реакторах пароводяную смесь получают в активной зоне при температуре 280 °C. Кипящие реакторы обладают рядом достоинств по сравнению с некипящими. Прежде всего, в кипящих реакторах энергоблок работает при более низком давлении, а в схеме АЭС нет парогенератора. Кроме того, здесь нет принципиальных ограничений на размер активной зоны; кипящие реакторы обладают высокой ремонтопригодностью, возможностью замены топлива без остановки реактора, им свойственно более равномерное и глубокое выгорание топлива. Но при этом реакторы такого типа считаются менее безопасными из-за возможных неустойчивых режимов работы и опасных для конструкции реактора и обслуживающего персонала колебаний его мощности. Замедлителем ядерной реакции в кипящих реакторах выступает графит. В случае необходимости графитовые стержни опускаются в активную зону и начинают поглощать нейтроны, замедляя реакцию. Снижение поглощения нейтронов с применением конструкционных материалов дает возможность использовать более дешевое ядерное топливо с низким обогащением урана. РБМК (реактор большой мощности канальный) — основной тип кипящего реактора, использующийся в странах, образовавшихся на пространстве СССР. Такие реакторы были установлены на Чернобыльской АЭС и после аварии на ней в апреле 1986 г. стали в обиходе называться «реакторами чернобыльского типа». Реактор РБМК-1000 является реактором с неперегружаемыми каналами, в отличие от реакторов с перегружаемыми каналами, ТВС и технологический канал являются раздельными узлами. К установленным в реактор каналам с помощью неразъемных соединений подсоединены трубопроводы - индивидуальные тракты подвода и отвода теплоносителя. Загружаемые в каналы ТВС крепятся и уплотняются в верхней части стояка канала. Таким образом, при перегрузке топлива не требуется размыкания тракта теплоносителя, что позволяет осуществлять ее с помощью соответствующих перегрузочных устройств без остановок реактора. При создании таких реакторов решалась задача экономичного использования нейтронов в активной зоне реактора. С этой целью оболочки твэлов и трубы канала изготовлены из слабо поглощающих нейтроны циркониевых сплавов. В период разработки РБМК температурный предел работы сплавов циркония был недостаточно высок. Это определило относительно невысокие параметры теплоносителя в РБМК. Давление в сепараторах равно 7,0 МПа, чему соответствует температура насыщенного пара 284° С. Схема установок РБМК одноконтурная. Пароводяная смесь после активной зоны попадает по индивидуальным трубам в барабаны-сепараторы, после которых насыщенный пар направляется в турбины, а отсепарированная циркуляционная вода после ее смешения с питательной водой, поступающей в барабаны-сепараторы от турбоустановок, с помощью циркуляционных насосов подается к каналам реактора. Разработка РБМК явилась значительным шагом в развитии атомной энергетики СССР, поскольку такие реакторы позволяют создать крупные АЭС большой мощности. Из двух типов реакторов на тепловых нейтронах - корпусных водо-водяных и канальных водографитовых, использовавшихся в атомной энергетике Советского Союза, последние оказалось проще освоить и внедрить в жизнь. Это объясняется тем, что для изготовления канальных реакторов могут быть использованы общемашиностроительные заводы и не требуется такого уникального оборудования, которое необходимо для изготовления корпусов водо-водяных реакторов. Эффективность канальных реакторов типа РБМК в значительной степени зависит от мощности, снимаемой с каждого канала. Распределение мощности между каналами зависит от плотности потока нейтронов в активной зоне и выгорания топлива в каналах. При этом существует предельная мощность, которую нельзя превышать ни в одном канале. Это значение мощности определяется условиями теплосъема. Первоначально проект РБМК был разработан на электрическую мощность 1000 МВт, чему при выбранных параметрах соответствовала тепловая мощность реактора 3200 МВт. При имеющемся в реакторе количестве рабочих каналов (1693) и полученном коэффициенте неравномерности тепловыделения в активной зоне реактора максимальная мощность канала составляла около 3000 кВт. В результате экспериментальных и расчетных исследований было установлено, что при максимальном массовом паросодержании на выходе из каналов около 20 % и указанной мощности обеспечивается необходимый запас до кризиса теплосъема. Среднее паросодержание по реактору составляло 14,5%. Энергоблоки с реакторами РБМК электрической мощностью 1000 МВт (РБМК-1000) находятся в эксплуатации на Ленинградской, Курской, Чернобыльской АЭС, Смоленской АЭС. Они зарекомендовали себя как надежные и безопасные установки с высокими технико-экономическими показателями. Если их специально не взрывать. Для повышения эффективности реакторов РБМК были изучены возможности увеличения предельной мощности каналов. В результате конструкторских разработок и экспериментальных исследований оказалось возможным путем интенсификации теплообмена увеличить предельно допустимую мощность канала в 1,5 раза до 4500 кВт при одновременном повышении допустимого паросодержания до нескольких десятков процентов. Необходимая интенсификация теплообмена достигнута благодаря разработке ТВС, в конструкции которой предусмотрены интенсификаторы теплообмена. При увеличении допустимой мощности канала до 4500 кВт тепловая мощность реактора РБМК повышена до 4800 МВт, чему соответствует электрическая мощность 1500 МВт. Такие реакторы РБМК-1500 работают на Игналинской АЭС. Увеличение мощности в 1,5 раза при относительно небольших изменениях конструкции с сохранением размеров реактора является примером технического решения, дающего большой эффект.
Внутри реакторные конструкции ТВС в РБМК состоят из двух частей—нижней и верхней, каждая из которых содержит 18 твэлов стержневого типа из таблеток спеченной двуокиси урана, заключенных в оболочку из циркониевого сплава. Высота активной части топлива в твэле 3,5 м, общая высота активной зоны в РБМК 7,0 м. Диаметр твэла 13,5 мм. Расположение твэлов в ТВС с требуемым шагом (минимальный зазор между твэлами 1,7 мм) обеспечивается с помощью дистанционирующих решеток, состоящих из 19 ячеек, из которых 18 служат для дистанционирования твэлов, а центральная ячейка - для крепления решетки к каркасной трубке ТВС. Ячейки сварены между собой точечной сваркой в единую конструкцию (смотри рисунок 4). В ТВС с интенсификацией теплообмена в решетках верхней части имеются устройства для турбулизации потока теплоносителя, что и обеспечивает интенсификацию теплообмена. ТВС крепятся к подвеске, в верхней части которой находится запорное устройство-пробка, предназначенная для закрепления подвески с ТВС в канале и одновременно герметизации канала. Крепление подвески осуществляется с помощью шариков, которые фиксируются в кольцевой канавке, выполненной на внутренней поверхности верха стояка канала, распорной втулкой при ее перемещении за счет вращения винта. При фиксированных шариках и дальнейшем вращении винта производится уплотнение подвески в канале путем обжатия герметизирующей прокладки. Все указанные операции производятся разгрузочно-загрузочной машиной. Помимо топливных каналов в активной зоне РБМК имеется 179 каналов СУЗ. Стержни СУЗ предназначены для регулирования радиального поля энерговыделения (PC), автоматического регулирования мощности (АР), быстрой остановки реактора (A3) и регулирования высотного поля энерговыделения (УСП), причем стержни УСП длиной 3050 мм выводятся из активной зоны вниз, а все остальные длиной 5120 мм, вверх. Для контроля за энергораспределением по высоте активной зоны предусмотрено 12 каналов с семисекционными детекторами, которые установлены равномерно в центральной части реактора вне сетки топливных каналов и каналов СУЗ. Контроль за энергораспределением по радиусу активной зоны производится с помощью детекторов, устанавливаемых в центральные трубки ТВС в 117 топливных каналах. На стыках графитовых колонн кладки реактора предусмотрено 20 вертикальных отверстий диаметром 45 мм, в которых устанавливаются трехзонные термометры для контроля за температурой графита.  Рисунок 1. Общий вид реактора РБМК: 1 - опорная металлоконструкция; 2 - индивидуальные водяные трубопроводы; 3 - нижняя металлоконструкция; 4 - боковая биологическая защита; 5 - графитовая кладка; 6 - барабан-сепаратор; 7 - индивидуальные пароводяные трубопроводы; 8 - верхняя металлоконструкция;9 - разгрузочно-загрузочная машина; I0 - верхнее центральное перекрытие; 11 - верхнее боковое перекрытие; 12 - система контроля герметичности оболочек твэлов; 13 - главный циркуляционный насос; 14 - всасывающий коллектор; 15 - напорный коллектор. Реактор размещен в бетонной шахте размером 21,6х21,6х25,5 м. Нижняя плита толщиной 2 м и диаметром 14,5 м состоит из цилиндрической обечайки и двух листов, в которые герметично вварены трубные проходки для топливных каналов и каналов управления.. Весь объем внутри плиты между проходками заполнен серпентинитом, благодаря чему она, являясь биологической защитой, обеспечивает возможность проведения работ в под реакторном пространстве во время остановки реактора. Нижняя плита через сварную металлоконструкцию в виде креста опирается на бетонное основание шахты реактора. Реактор окружен боковой защитой в виде кольцевого бака с водой, который установлен на опорных конструкциях, крепящихся к бетонному основанию шахты реактора. Наружный диаметр бака равен 19 м, внутренний на высоте 11 м - 16,6 м. На верхнем торце бака на 16 Катковых опорах установлена верхняя плита, аналогичная по конструкции нижней. Толщина верхней плиты 3 м, диаметр 17,5 м. Вокруг верхней плиты имеется дополнительная боковая защита в виде кольцевого бака с водой высотой 3,2 м, наружным диаметром 19 м, а внутренним 17,8 м. Нижняя и верхняя плиты соединены между собой герметичным кожухом из листового проката толщиной 16 мм. В нижней части кожуха имеются компенсаторы линейного удлинения с толщиной стенки 8 мм. Вверху и внизу кожух и бак боковой защиты соединены диафрагмами с компенсаторами, линейных удлинений. Таким образом, между кожухом и боковой защитой образуется кольцевая, также герметичная, полость. Внутри герметичного кожуха реактора на нижней плите установлена графитовая кладка реактора, состоящая из 2488 вертикальных графитовых колонн, собранных из прямоугольных блоков высотой 200, 300, 500 и 600 мм, с основанием 250x250 мм я внутренним отверстием диаметром 114 мм. 1693 колонны предназначены для установки в них топливных каналов, 179 - для каналов СУЗ реактора, а остальные являются боковым отражателем. В отверстиях периферийных колонн установлены металлические охлаждаемые водой штанги, фиксирующие графитовую кладку при перемещениях в радиальном направлении. Каждая графитовая колонна установлена на опорный стакан, прикрепленный к нижней плите. На опорные же стаканы крепится стальная диафрагма толщиной 5 мм, предназначенная для уменьшения теплопередачи излучением от кладки к нижней плите и для организации распределения потока газа внутри реактора. Для кладки реактора используется графит плотностью 1,65 г/см3. Общий эквивалентный диаметр кладки 13,8 м (диаметр активной зоны 11,8 м, толщина бокового отражателя 1 м). Высота кладки 8 м (высота активной зоны 7 м, толщины торцевых отражателей по 0,5 м). Внутренняя полость реактора заполнена прокачиваемой через кладку азотно-гелиевой смесью с небольшим избыточным давлением, благодаря чему обеспечивается нейтральная атмосфера для находящегося при высокой температуре графита, что предотвращает его выгорание. В результате добавки гелия увеличивается теплопроводность газовой смеси и улучшаются условия теплоотвода от графитовой кладки к теплоносителю внутри каналов. Газовая среда реактора служит также для вентиляции внутриреакторного пространства и для контроля целостности каналов. Откачка газа из реактора осуществляется из вваренных в верхнюю плиту проходок-стояков по индивидуальным импульсным трубкам, проложенным над верхней плитой. Газ в эти трубки поступает снизу кладки, проходя вдоль канала. В случае нарушения целостности канала газ увлажняется, что и определяется проводимым анализом влажности газа. Полость вокруг кожуха реактора заполнена азотом, давление которого несколько больше давления газа внутри кожуха. Благодаря этому исключаются утечки газа из внутриреакторного пространства через кожух. В вертикальные сквозные отверстия, образованные стояками нижней и верхней плит и отверстиями в графитовых колоннах, вставляются 1693 топливных канала и 179 каналов для стержней СУЗ реактора. Каналы представляют собой трубчатую конструкцию, состоящую из центральной, выполненной из циркониевого сплава части на высоте активной зоны и нижней и верхней концевых частей, выполненных из нержавеющей стали. Концевые части присоединяются к центральной циркониевой трубе через заранее изготовленные переходники сталь-цирконий. Циркониевая часть топливного канала изготовлена из трубы 0 88х4, а канала СУЗ из трубы 0 88х3. Длина топливного канала 18,2 м, диаметр в нижней части 60 мм, а в верхней 121 мм, длина канала СУЗ 21,3 м. Каналы привариваются к внутренней поверхности стояков верхней плиты, а со стояками нижней плиты соединяются через сильфонные узлы, обеспечивающие компенсацию линейных удлинений канала при разогреве и в результате осевой ползучести циркониевого сплава. Тем самым в пределах реактора формируется тракт для теплоносителя, образуемый собственно технологическим каналом и частью стояков верхней плиты выше шва приварки каналов к этим стоякам. На циркониевую часть канала надеты разрезные графитовые кольца. Эти кольца через одно плотно облегают трубу канала или прижаты к поверхности отверстия графитовой кладки. По торцам кольца имеют плотный контакт. Разрезные кольца обеспечивают теплопередачу от графитовой кладки к теплоносителю, протекающему в канале, и дают возможность изменяться размерам каналов за счет ползучести, и отверстиям в графите за счет усадки. К нижним частям каналов приварены трубопроводы для подхода в топливных каналах и для отвода в каналах СУЗ теплоносителя. К стоякам выше мест вварки в них каналов также приварены трубопроводы для отвода теплоносителя в топливных и для подвода — в каналах СУЗ. Трубопроводы подвода воды к топливным каналам - нижние водяные коммуникации имеют диаметр 57 мм, а толщину стенки 3,5 м. Вода в них поступает из 44 групповых коллекторов (по 22 коллектора на каждую сторону реактора). К групповым коллекторам вода подается от напорных коллекторов главных циркуляционных насосов. Вся разводка как подводящих, так и отводящих трубопроводов выполнена симметрично относительно осевой плоскости. Также симметрично расположено и основное оборудование реакторной установки. БН — реактор на быстрых нейтронах. Ядерный реактор, использующий для поддержания цепной ядерной реакции нейтроны с энергией более 105 электронвольт. В активную зону и отражатель реактора на быстрых нейтронах входят в основном тяжелые материалы. 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 реакторов других типов. Несмотря на это, проектирование и строительство дорогостоящих реакторов на быстрых нейтронах оправданно, 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. Экспериментальные реакторы на быстрых нейтронах появились в 1950-е годы, в 1960—1980-е годы работы по созданию промышленных реакторов на быстрых нейтронах активно велись в США, СССР и ряде европейских стран. К началу 1990-х большинство этих проектов было прекращено из-за риска аварий и высоких эксплуатационных затрат. В настоящее время в промышленном режиме на АЭС работают три реактора на быстрых нейтронах (в России, Франции и Японии). Топливом для реактора служит оксид урана (UO2) обогащенный 235U. Это более обогащенное топливо по сравнению с реакторами на медленных нейтронах. Это обогащенное топливо нужно только для запуска реактора. В дальнейшем, когда из 238U накопится достаточное количество 239Pu, можно произвести топливо и дальше использовать его в реакторе. Такое топливо называется МОХ-топливом, и оно представляет собой смесь диоксидов (PuO2 + UO2). Созданием МОХ-топлива происходит с помощью радиохимической обработки.
Активная зона реактора БН-800 состоит из 644 ТВС. Вокруг нее расположена зона воспроизводства, в которой находятся еще 617 сборок из обедненного диоксида урана. Во внешней части ядерного реактора происходит производство ядерного топлива. В активной зоне происходит деление ядер 235U или 239Pu. Иными словами, под действием нейтронов, вылетающих из активной зоны, мы по средствам цепочки ядерных реакций преобразуем 238U в 239Pu. Активная зона и зона воспроизводства расположена в баке реактора.  Рис. 3. Тепловыделяющая сборка (ТВС) БН-800В наши дни в мире действуют всего 4 научно-исследовательских реакторов: ИБР-2 (Россия, Дубна), БОР-60 (Россия, Димитровград), FBTR (Индия, Калпаккам), CEFR (Китай, Пекин). И всего 2 промышленных реактора на быстрых нейтронах: БН-600 и БН-800 на Белоярской АЭС. БН-800 является самым мощным в мире реактором на быстрых нейтронах. Сокращение «БН» означает «быстрые нейтроны», а цифры – электрическую мощность энергоблока. Он был в первый раз запущен 10 декабря 2015 года. Его электрическая и тепловая мощность 885 МВт и 2100 МВт соответственно. КПД энергоблока составляет 39.4%. Ректор состоит из двух частей – активной зоны, куда помещают диоксид урана UO2 обогащенного по 235U до 17-26%. Столь высокая степень обогащения необходима только для запуска реактора. В активной зоне происходит деление 235U и 239Pu. Активная зона окружена зоной воспроизведения (бланкетом). В бланкете расположены сборки из обедненного диоксида урана. Содержание 235U в нем меньше, чем в природном уране. В основном это 238U. В бланкете не нужно поддерживать цепную реакцию. Он служит для получения ядер делящихся с помощью тепловых нейтронов. Под действием нейтронов, вылетающих из активной зоны, 238U в бланкете превращается в 239Pu. После того, как их 238U будет наработано достаточное количество 239Pu из него изготовляют MOX-топливо, состоящее из PuO2 + UO2. Полученное топливо вводится в активную зону реактора, причем подобная переработка топлива может осуществляться до трех раз. При замене урановых бланкетов на стальные рефлекторы, реактор перестанет быть бридером и получит возможность сжигать оружейный плутоний и другие трансураны. Также основную роль в реакторе играют три контура теплообмена. В первом контуре расположен ядерный реактор, в котором происходит ядерная реакция. В нем выделяется большее количество теплоты, которое при помощи расплавленного натрия переносится дальше (во второй контур). Благодаря насосу натрий циркулирует по первому контуру, перенося тепло. Температура натрия на входе в активную зону составляет 354°С, а на выходе из нее 547°С. В теплообменнике он передает через стенку тепло натрию второго контура. Второй контур служит для передачи тепла от первого к третьему (воде). Он нужен для того, чтобы радиоактивный натрий не попал в воду. В нем поддерживается более высокое давление, чем в первом контуре. Это сделано для того, чтобы при пробое в стенке радиоактивный натрий не попал во второй контур. В третьем контуре содержится вода. Она при контакте со вторым контуром нагревается, при это испаряясь, и дальше этот пар вращает турбину, которая крутит генератор, вырабатывая электрическую энергию. GCR (gas cooled reactor), AGR(advanced gas-cooled reactor) —газоохлаждаемый и усовершенствованный газоохлаждаемый реакторы. Эти типы реакторов в качестве замедлителя цепной реакции используют графит, а в качестве охладителя — углекислый газ (CO2), а иногда и гелий. Теплоносителем здесь также выступает вода. В реакторах этих типов допустимо использование природного (необогащенного) урана. представляет собой ядерный реактор , который использует графит как замедлитель нейтронов и газа ( двуокиси углерода или гелий в существующих конструкциях) в качестве охлаждающей жидкости . Хотя существует много других типов реакторов, охлаждаемых газом, термины GCR и, в меньшей степени, реактор с газовым охлаждением , особенно используются для обозначения этого типа реактора. GCR смогла использовать природный уран в качестве топлива, что позволило странам, которые его разработали, производить собственное топливо, не полагаясь на другие страны в поставках обогащенного урана , который на момент их разработки в 1950-х годах был доступен только из Соединенных Штатов. или СССР . СОДЕРЖАНИЕ ГКЛ 1поколения 2 Поколение II GCR 3 Типы 4 Также Поколение I GCR Было два основных типа ГКЛ I поколения: В Magnox реакторы , разработанные Соединенное Королевство . В реакторах UNGG разработаны Францией . Основное различие между этими двумя типами заключается в материале оболочки твэлов. Оба типа были в основном построены в странах их происхождения, с некоторыми экспортными продажами: два завода Magnox в Италию и Японию и один UNGG в Испанию . Совсем недавно ГКЛ, основанные на рассекреченных чертежах первых реакторов Magnox, были построены Северной Кореей в Центре ядерных исследований Йонбёна . В обоих типах использовались материалы оболочек твэлов, которые не подходили для среднесрочного хранения под водой, что сделало переработку важной частью ядерного топливного цикла . Оба типа в странах их происхождения также были разработаны и использовались для производства оружейного плутония , но за счет серьезного перерыва в их использовании для выработки электроэнергии, несмотря на возможность дозаправки в режиме онлайн . Поколение II GCR В Великобритании Magnox был заменен усовершенствованным реактором с газовым охлаждением (AGR), усовершенствованным реактором поколения II с газовым охлаждением. Во Франции UNGG был заменен реактором с водой под давлением (PWR). |
