 |
Схема АЭС, в которой пар, направляемый в турбину, производится реактором, называется одноконтурной (рисунок 6.1,а).
|
|
|
|
Управление реакцией деления производится с помощью регулирующих стержней (из бороциркониевого сплава и оксида европия). Такие стержни, погруженные в активную зону реактора, интенсивно поглощают нейтроны и уменьшают число деления ядер урана 235. Изменяя глубину погружения стержней, можно достаточно точно влиять на процесс работы реактора в широких пределах.
Выгорание ядерного топлива, а, следовательно и накапливание осколков деления и их радиоактивный распад сопровождаются непрерывным изменени-ем состава активной зоны реактора. В связи с этим непрерывно изменяется и коэффициент размножения нейтронов. Таким образом, режим реактора не является стационарным, даже если он работает с постоянной тепловой нагрузкой.
При работе реактора в определенных пределах наблюдается саморегули-рование процесса в зависимости от изменения температуры. Например, при интенсивном отводе тепла температура активной зоны реактора понижается, что (из-за увеличившейся плотности замедлителя) вызовет увеличение соударений, следовательно, образование большого числа тепловых нейтронов. Это, в свою очередь, увеличит количество делений ядер и вызовет восстановление тепловой мощности реактора.
Наиболее освоенными энергетическими реакторами являются водоводя-ные энергетические реакторы типа ВВЭР.
Такой реактор представляет собой металлический корпус с размещенными в нем кассетами. Каждая кассета состоит из металлического кожуха с собранными в нем цилиндрическими стержнями. Стержни, в свою очередь, состоят из тонкой циркониевой оболочки, заполненной ураном. Стержни являются тепловыделяющими элементами ( твэла-ми).
|
|
|
Через корпус реактора, т. е. через кассеты тепловыделяющих элементов, насосами прогоняется теплоноситель, который нагревается за счет теплоты, выделяющейся в результате реакции деления ядерного топлива.
Ядра атомов U235 – обладают способностью самопроизвольно делиться. Осколки деления разлетаются с огромной скоростью (2 104 км/ч). За счет преобразования кинетической энергии этих частиц в тепловую в тепловыделяющих элементах выделяется большое количество теплоты. Преодолеть металлический кожух тепловыделяющих элементов способны только нейтроны. Попадая в соседние твэлы, они вызывают деление ядер урана 235 в них и создают цепную реакцию.
Вода, являясь теплоносителем, одновременно выполняет роль замедлителя нейтронов. Для поддержания цепной реакции нужны замедленные тепловые нейтроны, скорость которых не превышает 2 км/с. Именно двоякая роль воды в реакторе подобного типа определила его название - водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР). Такой реактор называют также реактором на тепловых (медленных) нейтронах.
Схема АЭС, в которой пар, направляемый в турбину, производится реактором, называется одноконтурной (рисунок 6. 1, а).
Вода, в особенности содержащая твердые примеси, становится радиоак-тивной в корпусе реактора. Поэтому в одноконтурных АЭС все оборудование работает в радиационно-активных условиях. Это усложняет его эксплуатацию. Преимуществом таких АЭС является лишь простота конструкции. 
Рисунок 6. 1. Принципиальные схемы одно- и двухконтурной АЭС: а – одноконтурная схема; б – двухконтурная схема; 1 – реактор; 2 – турбина; 3 – парогенератор; 4 - конденсатор; 5 – деаэратор; 6 – сепаратор; 7 – паросборник; 8 – компенсатор объема; 9 – конденсатный насос; 10 – циркуляционный насос;
|
|
|
11 – питательный насос; 12 – промежуточный пароперегреватель
В двухконтурных АЭС (рисунок 6. 1, б) контуры первичного теплоносителя и рабочего тела разделены. Теплоноситель, циркулирующий в первом контуре, является источником теплоты для второго контура. Во втором контуре имеется парогенерирующее устройство, в котором образуется пар для паротурбинной установки. В этом случае рабочее тело обладает гораздо меньшей радиационной активностью, что упрощает эксплуатацию АЭС.
В первом контуре двухконтурной АЭС поддерживается более высокое давление, чем давление пара во втором контуре, чтобы избежать вскипания во-ды. Для уменьшения давления в реакторе можно использовать теплоноситель кипящих при высокой температуре жидких металлов или газа.
|
|
|
