19151

Классификации реакторов АЭС. Особенности легководных, графитовых и тяжеловодных реакторов. Проблемы безопасности АЭС

Лекция

Энергетика

Лекция 15. Классификации реакторов АЭС. Особенности легководных графитовых и тяжеловодных реакторов. Проблемы безопасности АЭС. Перспективные типы реакторов. 15.1. Классификации реакторов АЭС. Рассмотрим три классификации реакторов АЭС: по нейтронному спектру по

Русский

2013-07-11

65.5 KB

23 чел.

Лекция 15.

Классификации реакторов АЭС. Особенности легководных, графитовых и тяжеловодных реакторов. Проблемы безопасности АЭС. Перспективные типы реакторов.

15.1. Классификации реакторов АЭС.

Рассмотрим три классификации реакторов АЭС: по нейтронному спектру, по типу материалов, используемых в качестве топлива, замедлителя и теплоносителя, по конструкции.

По спектру нейтронов различают реакторы на быстрых, промежуточных и тепловых нейтронах. Основу энергетических реакторов составляют реакторы на тепловых нейтронах. Реакторы на быстрых нейтронах также энергетические. Реакторы на промежуточных нейтронах, с одной стороны, содержат мало замедлителя и поэтому имеют небольшие объемы активных зон. Это дает им преимущество в сравнении с реакторами на тепловых нейтронах. С другой стороны, некоторое количество замедлителя позволяет существенно снизить критическую массу в сравнении с реакторами на быстрых нейтронах благодаря увеличению нейтронных сечений при смягчении нейтронного спектра. Но все они работают на обогащенном, часто сильно обогащенном уране. Реакторы на промежуточных нейтронах наряду с реакторами на тепловых - исследовательские реакторы. Используются в том числе для испытания реакторных материалов.

Физические особенности реактора на тепловых нейтронах определяет замедлитель активной зоны. Поэтому реакторы на тепловых нейтронах прежде всего классифицируют по замедлителю: графитовые, легководные, тяжеловодные. Существенное значение имеют и теплоноситель, и конструкционный материал. В частности, выделяют газоохлаждаемые и металлоохлаждаемые реакторы. Если теплоноситель - вода и пар вырабатывается в активной зоне, для чего вода должна закипеть, то реакторы называют кипящими. В графитовых газоохлаждаемых реакторах с природным ураном важен конструкционный материал - магнокс, без которого сами реакторы были бы невозможны.

По конструкционному оформлению реакторы разделяют на корпусные и канальные. При высокой температуре активной зоны жидкий теплоноситель, прежде всего вода, имеет высокое давление насыщенного пара. Газ специально поддерживается под высоким давлением. Если теплоноситель распределен по всей активной зоне или, как в случае легководного реактора, теплоносителем служит замедлитель и, следовательно, вся активная зона неизбежно находится при высокой температуре, то давление должен держать корпус, вмещающий активную зону. В этом случае реактор называется корпусным. Альтернативное конструкционное решение осуществлено в канальном реакторе: теплоноситель направляется по трубам (каналам), в которых размещаются твс. При этом тонкостенные трубы заменяют массивный корпус. Ведь толщина стенки цилиндра на тоже давление тем меньше, чем меньше диаметр. И если стальной корпус легководного реактора имеет стенку толщиной не менее10 см, то толщина стенки стальных труб - около 1 мм.

Каждая конструкция имеет свои преимущества и в чем-то уступает другой. Активная зона корпусного реактора не содержит труб, Т.е. лишнего конструкционного материала, и поэтому имеет лучшие размножающие свойства. Зато корпус представляет собой сложное техническое сооружение, требующее особо тщательного изготовления и контроля. Если это стальной корпус легководного реактора, то он оказывается важнейшей частью установки. Управление корпусным реактором усложнено, перегрузка топлива связана с длительной, исчисляемой неделями остановкой реактора. Из-за невозможности железнодорожной транспортировки как угодно больших стальных корпусов даже возникает ограничение на полную мощность легководных реакторов. У канальных реакторов - сложная разводка теплоносителя по каналам и избыточное поглощение нейтронов в материале труб. Поэтому канальные реакторы более чувствительны к выбору конструкционного материала. Однако относительная простота изготовления каналов и обращения с элементами управления цепной реакцией, возможности непрерывных перегрузок топлива без остановки реактора, получения перегретого пара и создания реактора как угодно большого объема, т.е. произвольной мощности, дают важные преимущества канальным реакторам. Газоохлаждаемые реакторы - корпусные, как и натриевые, на тепловых и быстрых нейтронах.

15.2. Особенности графитовых реакторов .

Графитовый реактор с отводом тепла водой был на первой мире АЭС мощностью 5 МВт, пущенной в 1954 г. в Обнинске. Некоторые характеристики первой АЭС. Топливо - дисперсионное (крупка сплава урана с молибденом в теплопроводящеей матрице). Поскольку активная зона была малого объема (D= 1,5 м, Н= 1,7 м) обогащение - достаточно высокое (6 %). Теплоноситель - вода под давлением 10 МПа, (вых = 3000С); конструкционный материал - нержавеющая сталь. Тепловая мощность 30 МВт, отвод тепла - двухконтурный, параметры пара на турбине 2800С, 1,3 МПа. Установка представляла эксперимент промышленного масштаба. Разработанная для реактора ТВС позволяла получить перегретый пар, и реактор послужил прототипом для более совершенных установок.

В 1964 г. на Белоярской АЭС введены в строй два блока с электрической мощностью 100 МВт и 200 МВт (1967 г.), на которых осуществлен ядерный перегрев пара. Размер активной зоны второго блока D = 7,2 м, Н = 6 м. Главное изменение претерпели схемы циркуляции и нагрева теплоносителя.

Реакторы большой мощности кипящие (РБМК). Первый реактор этого типа на электрическую мощность 1000 МВт (РБМК-1000) был сдан в эксплуатацию в 1974 г. на Ленинградской АЭС. Реакторы рассчитаны на одноконтурную схему отвода тепла и выработку насыщенного пара. Ряд усовершенствований дает РБМК важные преимущества и приводит к высоким экономическим показателям.

Некоторые характеристики РБМК-1000. Конструкционным материалом является цирконий, что позволяет использовать низкообогащенный уран. Топливо - диоксид урана, твэлы - стержневые, отвод тепла происходит с их наружной поверхности. Активная зона (п = 11,8 м, Н = 7 м) сложена из графитовых призм с вертикальными цилиндрическими отверстиями под трубы для пропускания теплоносителя. Шаг решетки равен 25 см. Полная длина трубы 22 м, однако только ее центральная семиметровая часть, приходящаяся на активную зону, сделана из дорогого циркониевого сплава с 2,5 % ниобия, верх и низ трубы - из нержавеющей стали. В циркониевой трубе размером 88х4мм размещены одна над другой две ТВС высотой 3,5 м каждая. ТВС имеют на оси несущий циркониевый стержень, а вокруг него - два ряда твэлов, расположенных по концентрическим окружностям: во внутреннем ряду - 6 твэлов, во внешнем - 12. Наружный диаметр твэла 13,5 мм, оболочка толщиной 0,9 мм из сплава циркония с 1 % ниобия. Сердечник из диоксида урана 2%-ного обогащения. Стационарная загрузка реактора180 т урана. Обогащение урана 2,4 %. Средняя глубина выгорания 18 500 МВт сут/т. Перегрузка топлива - непрерывная. Вода подается снизу, в контакте с ТВС нагревается и закипает, из верхней части трубы отводится пароводяная смесь. В сепараторе пар отбирается и с температурой 2800С под давлением 6,6 МПа направляется на турбину. Тепловая мощность реактора 3200 МВт, КПД АЭС 31 %.

В России реакторы РБМК-I000 работают на Ленинградской, Курской и Смоленской АЭС. На Игналинской АЭС (Литва) в 1983 г. пущен 1 блок РБМК-1500. В активной зоне этого реактора интенсифицирован теплоотвод, так что в 1,5 раза большаямощность снимается с того же объема. Реакторы РБМК обладают всеми достоинствами канальных. Нет принципиальных трудностей для получения в таких реакторах перегретого пара. Вместе с тем развитие идеи реакторов РБМК пока приостановлено. Суммарная мощность графитовых канальных реакторов составляет около 5 % мощностей АЭС во всем мире.

15.3. Особенности легководных реакторов .

В России первый легководный энергетический реактор ВВЭР-210пущен в 1964 г. на Ново-Воронежской АЭС. С тех пор создано несколько улучшенных конструкций и реакторы электрической мощностью 440 МВт (ВВЭР-440) и 1000 МВт (ВВЭР-I000), которые наряду с реакторами РБМК-1000 составляют основу ядерной энергетики нашей страны. Реакторы ВВЭР-440 установлены на Кольской и Ново-Воронежской АЭС, работают на АЭС Болгарии, Венгрии, бывшей ГДР, Чехословакии. Реакторы ВВЭР- I000 установлены на Калининская, Ростовской, Балаковской и Ново-Воронежской АЭС, в Украине, Болгарии и Финляндии.

Поскольку для отвода тепла нужен примерно такой же объем воды, что и для замедления нейтронов, одна и та же вода выполняет двойную функцию: замедлителя и теплоносителя, в связи с чем реакторы и называются водо-водяными. При этом весь замедлитель активной зоны разогрет до высокой температуры, и давление воды должен удерживать корпус реактора.

Некоторые характеристики ВВЭР-440. Активная зона имеет размеры D = 2,88 м, Н = 2,50 м и состоит из 349 шестигранных циркониевых ТВС с расстоянием между параллельными гранями или с размером под ключ 14,4 см. В каждой сборке закреплено 126 твэлов с шагом 1,22 см в гексагональной решетке. Диаметр твэла 9,1 мм, длина 2,5 м, оболочка из циркониевого сплава с 1 % ниобия (§ 8.2, п. 8), диаметр сердечникаиз диоксида урана 7,55 мм, среднее обогащение 3,5 %. Загрузка урана 42т, среднее выгорание 28 000, максимальное 42 000 МВт сут/кг. За пределами активной зоны размещается стальная обечайка – тепловая защита корпуса реактора, поглощающая основную долю энергии, рассеиваемой активной зоной с нейтронами и гамма-квантами.

Отвод тепла двухконтурный. Вода с температурой 2690С подается через шесть нижних патрубков корпуса, опускается вдоль стенки корпуса вниз, выполняя роль бокового отражателя нейтронов, а затем проходит через ТВС активной зоны снизу вверх, нагреваясь до 2960С, и через верхние патрубки направляется в теплообменник. Давление в корпусе 12,5 МПа. Во втором контуре давление 4,7 МПа, вода превращается в пар, который с температурой около 2600С подается на турбину. кпд (брутто) станции 32 %.

Сварной корпус работает в тяжелых условиях, при высоких температуре и давлении, под мощным облучением нейтронами и гамма-квантами. Поэтому к качеству его изготовления предъявляются высокие требования. Корпус нельзя сваривать на стройплощадке. Он должен быть изготовлен в заводских условиях и подвергнут термообработке. Поскольку транспортировка практически всегда происходит по железной дороге, ее пропускная способность крупногабаритных грузов определяет максимальный диаметр корпуса (4,5 м) и длину(до 12 м), что накладывает ограничения на достижимую в таких реакторах мощность.

Перегрузка топлива возможна только при снятой крышке корпуса и поэтому требует остановки реактора, которая длится 3-4 недели. Работа реактора между перегрузками составляет около 300 сут. Через уплотнения в крышке пропущены штанги приводов СУЗ, а для уменьшения их числа реактивность частично компенсируется введенным в воду первого контура бором. Полный запас реактивности в начале кампании dp = -0,18, из них только -0,10 приходится на долю 37 подвижных элементов СУЗ, представляющих собой тандем из сборок, верхняя из которых содержит поглощающие стержни, а нижняя - штатные урановые. Таким образом, достигается двойная компенсация реактивности: при движении тандема вверх: поглотитель удаляется из активной зоны, а делящийся материал занимает его место.

Некоторые характеристики ВВЭР-1000. Активная зона реактора (D = 3,12 м Н= 3,5 м) размещается в корпусе примерно того же диаметра. Большая мощность получена благодаря увеличению высоты активной зоны и выравниванию распределения энерговыделения при увеличении обогащения до 4,4 %. Средняя линейная нагрузка на твэл увеличена с 131 до 176 Вт/см. Твэл такой же, как и в реактореВВЭР-440, но большей длины. Загрузка урана 66 т, средняя глубина выгорания 40 000 МВт. сут/кг. Тепловыделяющих сборок 163 с размером под ключ 23,8 см, в сборке 317 твэлов и еще предусмотрено18 семимиллиметровых в диаметре направляющих трубок для поглотителей. Полный запас реактивности dp = -0,255. Повышена температура теплоносителя: на входе 289°С, на выходе 321ОС и соответственно увеличены давление (до 16 МПа), толщина стенки цилиндрической части корпуса (до 21 см), у патрубков (25,5 см). Во втором контуре вырабатывается пар при давлении 6 МПа с температурой278°С. кпд (брутто) установки равен 33 %.

Дальнейшее увеличение мощности ВВЭР в том же корпусе потребует уменьшения диаметра твэла, частыx перегрузок топлива и снижения давления пара. Возможно и увеличение размеров корпуса, но при условии доставки его специальными видами транспорта. Если будет разработан бетонный корпус для легководного реактора, ограничение мощности отпадает, но более предпочтительным окажется кипящий реактор, имеющий относительно низкое давление в корпусе.

15.4. Особенности тяжеловодных реакторов.

Высокая стоимость тяжелой вода увеличивает капитальные затраты при сооружении АЭС. Напротив, большой запас реактивности тяжеловодного реактора позволяет достигать глубокого выгорания самого дешевого природного урана, что снижает топливную составляющую стоимости электроэнергии. В тяжеловодных реакторах можно использовать диоксид урана вместо металла, кластер вместо одного твэла в канале и при этом получать глубину выгорания 7500-8000 МВт сут/кг, что соответствует сжиганию в тонне топлива до 8 кг тяжелых атомов при исходном coдержании урана-235 только 7 кг. Следовательно, сжигается почти весь урана-235 и еще некоторое количество урана-238 после обращения в плутоний-239. Правда, достигла достаточной конкурентоспособности в производстве электроэнергии и получила распространение только одна тяжеловодная система CANDU, разработанная в Канаде - стране, имеющей большой опыт строительства тяжеловодных реакторов. АЭС с реакторами CANDU дают около 4 % мирового производства электроэнергии.

Объем тяжелой воды, необходимый для замедления нейтронов, много больше объема, требуемого для отвода тепла. И если тепло отводится также тяжелой водой, нецелесообразно замедлитель делать и теплоносителем, так как из-за высокого давления насыщенного пара пришлось бы помещать активную зону в толстостенный корпус. Поэтому тяжеловодный реактор обычно канальный. А тепло, выделяющееся в тяжелой воде-замедлителе и поступающее в нее из технологических каналов, сбрасывается при низкой температуре через специальный теплообменник и для энергетических целей не используется.

В реакторах CANDU тепло отводится тяжелой водой, схема отвода - двухконтурная, параметры пара на турбине 2500С, 4 МПа, электрическая мощность - от 200 до 730 МВт, КIД АЭС 29-30 %. При использовании в первом контуре тяжелой воды требуется особенно большое ее количество (в реакторе на 200 МВт - 144 т). Есть реакторы и с отводом тепла обыкновенной кипящей водой, но в этом случае запас реактивности существенно ниже из-за поглощения нейтронов водой. Активная зона размещается в тонкостенном стальном цилиндре (D = 5 - 7 м, Н = 5 - 6 м в зависимости от мощности реактора) с закрытыми днищами и горизонтальной осью - каландре, являющемся емкостью тяжелой воды, температура которой поддерживается на уровне 450С. Несущие давление 9-9,4 МПа трубы для пропуска теплоносителя (на входе 250°С, на выходе 300ОС) изготовлены из сплава циркония, циркалоя, и отделены от холодного замедлителя прослойкой газа во второй трубе. В каналах разных реакторов размещается от 19 до 37 полутора сантиметровых в диаметре твэлов из диоксида урана в циркалоевых оболочках. Полная загрузка урана в300-500 каналах составляет 50-120 т. Теплоноситель через половину каналов про пускается в одном направлении, а через другую – в противоположном, отдавая тепло воде второго контура в одном из двух теплообменников. Непрерывную перегрузку топлива выполняют две перегрузочные машины, расположенные по обоим торцам каландра. Кaждый канал заменяется раз в год.

15.5. Проблемы безопасности АЭС.

Проблемы ядерной безопасности АЭС можно разделить на проблемы реакторной установки и связанные с человеческим фактором. Продемонстрируем это на примере одной из трактовок причин чернобыльской аварии.

Катастрофический взрыв IV блока РБМК-I000 на Чернобыльской АЭС в апреле 1986 г. явился печальной вехой в развитии ядерной энергетики, поскольку не только подорвал идею экологически чистого источника энергии, но и показал чудовищную опасность пренебрежительного обращения с ядерными устройствами. Возможность катастрофы била заложена в самом замысле РБМК, где через разогретый графит пропускается вода под давлением 6,5 МПа. Тем не менее, даже разрыв канала не ведет не только к катастрофе, но и выходу реактора из строя. Все это было известно, просчитано и случалось на практике, так что работающий на мощности реактор безопасен. Потенциальная угроза сработала при попытке вывести на мощность выгоревшую и отравленную ксеноном активную зону после остановки реактора на профилактический ремонт, чтобы испытать выбег турбогенератора при аварийном сбросе давления пара. При работе операторы допустили ошибку, которую нельзя квалифицировать даже как безответственность. Это некомпетентноть: пытаться поднять реактивность за счет неконтролируемого процесса - закипания теплоносителя в затопленных водой канапах. Известно, что реактор облагает положительным паровым коэффициентом реактивности. Вообще говоря, в создавшихся условиях это следовало и можно было сделать, но только, как полагается, предварительно введя заведомо большую отрицательную реактивность посредством компенсаторов. Затем уже, после подкипания теплоносителя на остаточном энерговыделении, с помощью калиброванных в единицах реактивности регулирующих стержней увеличивать реактивность. Так обязаны операторы делать всегда. Они допустили ядерную вспышку, которая оплавила и разрушила, вероятно, какую-то часть активной зоны. Но это была еще не катастрофа. Ядерный реактор, тем более такой как РБМК, не может дать ядерного взрыва. Разрушил реактор паровой взрыв, а его могли вызвать только главные циркуляционные насосы, поскольку для взрыва нужно давление, без которого невозможно подать воду в раскаленную активную зону. И если бы проектировщики учли невероятную возможность ядерной вспышки, они обязаны были предусмотреть невосстановимое отключение насосов при повышении температуры графита хотя бы до 10000С. В случае ложного сигнала это не повредило реактору, так как с отводом тепла справилась бы система аварийного охлаждения. А при действительном перегреве последняя безопасна, поскольку из-за низкого давления не может вызвать катастрофический взрыв. Организационный просчет состоял в том, что во главе испытаний был поставлен неядерщик, который своим нетерпением породил нервозную обстановку в группе операторов. Но самое поразительное состоит в том, что положительный паровой коэффициент РБМК можно было давно подавить и было известно, как это сделать, практически не изменяя конструкцию и несильно ухудшая физические характеристики реактора, Просто уменьшить объемную долю графита, что даже было обещано после пуска Ленинградской АЭС: Тот же паровой коэффициент порождает аксиальную неустойчивость распределения нейтронов работающего на мощности реактора. Ее также рекомендовалось подавить посредством изменения уран-графитового отношения.


 

А также другие работы, которые могут Вас заинтересовать

7675. Склад і завдання інструментального господарства 21.54 KB
  Склад і завдання інструментального господарства Інструментальне господарство - це сукупність загальнозаводських і цехових підрозділів, які зайняті постачанням, виготовленням, ремонтом, відновленням інструменту і технологічної оснастки, їх облік, збе...
7676. Склад і завдання ремонтного господарства підприємства 18 KB
  Склад і завдання ремонтного господарства підприємства Високі темпи розвитку промисловості супроводжуються швидким ростом основних засобів і особливо їх активної частини - машин і обладнання. В забезпеченні найбільш ефективного їх використання в...
7677. Склад і структура виробничого процесу 84.18 KB
  Склад і структура виробничого процесу Сутність та елементний склад структури. Первісним ланцюгом в організації виробничого процесу та базовим осередком (елементом) виробничої системи є робочі місця, на яких виконуються робітниками (групою робітників...
7678. Типи організації виробництва та їх характеристика 18.18 KB
  Типи організації виробництва та їх характеристика Виробництво - це процес створення матеріальних благ, необхідних для існування і розвитку суспільства.Виробничий процес є послідовною зміною стану предмета праці при перетворенні його з матеріалів і с...
7679. Форми побудови дільниць, цехів та служб підприємства 37.95 KB
  Під виробничою структурою цеху розуміють складу входять до нього виробничих ділянок, допоміжних та обслуговуючих підрозділів, а також звязки між ними. Ця структура визначає розподіл праці між підрозділами цеху, тобто внутріцехове спеціалізацію и кооперирование производства...
7680. Складське господарство 19.5 KB
  Складське господарство Умовою безперервного перебігу виробничих процесів на підприємствах є створення певних запасів сировини, матеріалів, палива, комплектувальних виробів, а також міжцехових і внутрішньоцехових запасів напівфабрикатів власного виго...
7681. Матеріально-технічне забезпечення виробництва 19.41 KB
  Матеріально-технічне забезпечення виробництва МТЗ - це вид комерційної діяльності щодо забезпечення матеріально-технічними ресурсами процесу виробництва, здійснюваної, як правило, до початку виробництва. Основна мета МТЗ - доведення матері...
7682. Нормування праці 19.21 KB
  Нормування праці Нормування праці - це від діяльності з управління підприємством, пов’язаний з визначенням необхідних затрат праці та її результатів, контролем за мірою праці. Мета нормування праці в ринкових умовах полягає в тому, щоб на ...
7683. Призначення та класифікація нормативів праці 61.25 KB
  Призначення та класифікація нормативів праці. Під час нормування праці важливим завданням є забезпечення більш-менш рівної інтенсивності праці на різних за змістом та складністю роботах. Це досягається використанням єдиної методологічної (зага...