 |
Основные элементы ядерного реактора
|
|
|
|
В первом и втором контурах теплоносителем служит слабо поглощающий нейтроны, но зато радиоактивный жидкий натрий (в первом контуре более радиоактивный, во втором – менее), а в третьем контуре уже нерадиоактивная вода (водяной пар).
Рисунок 7. 1. Принципиальная схема реактора-размножителя на быстрых нейронах с жидкометаллическим теплоносителем: 1 – сепаратор перегреватель;
2 – турбина низкого давления; 3 – генератор; 4 – конденсатор; 5 – конденсаци-онный насос; 6 – регенеративные теплообменники; 7 – испаритель; 8 – пита-
тельный насос; 9 – реактор; 10 – промежуточный теплообменник; 11 – паропе-регреватель; - 12 – турбина высокого давления
Итак, в результате реакции деления в ядерном горючем Pu 239 образуются быстрые нейтроны, а продукты деления выделяют в топливных элементах теплоту. Затем теплота поглощается теплоносителем и используется для производства пара. В защитном слое из воспроизводящего материала U 238 быстрые нейтроны образуют новое ядерное горючее.
В ядерном реакторе температура производимого пара существенно ниже, чем в парогенераторе ТЭС на органическом топливе, поскольку в первом при-меняется теплообменник и турбину вращает пар вторичного контура. В резуль-тате термический КПД АЭС только 30 %, в то время как для электростанций на угле, нефти или газе он достигает 40 %. А это означает, что при одинаковом производстве электроэнергии на АЭС образуется примерно в полтора раза больше сбросной теплоты, чем на электростанции на органическом топливе. Потенциально опасные отходы производства образуются на электростанциях обоих типов (ТЭС и АЭС). На АЭС – это отходы с высоким уровнем радиоактивности, значительная часть которых имеет длительное время полураспада.
|
|
|
Радиоактивные отходы, содержащиеся в отработавшем ядерном горючем, представляют собой проблему в развитии ядерной энергетики. Современные планы развития требуют создания заводов по переработке отработавшего ядерного топлива, на которых можно было бы выделять из него уран и плутоний для их последующего использования. Остальная часть отработавшего топлива должна быть надежно изолирована от биосферы на многие годы. Связанные с этим операции – транспортировка, переработка и хранение радиоактивных отходов – представляют собой сложные технические проблемы.
Основные элементы ядерного реактора
1. Ядерное топливо –обычный или обогащенный уран, плутоний, уранU235.
2. Замедлитель нейтронов –если родившийся при делении ядра нейтронничем не затормозить, он не будет захвачен другим ядром рабочего урана U 235. Это графит, тяжелая вода, обычная вода.
3. Отражатель –это тот же замедлитель, но расположенный вокруг реак-тора, его атомы отражают нейтроны, стремящиеся покинуть реактор.
4. Регулирующие стержни. Они изготовлены из материалов, поглощающихнейтроны. Если в реакторе число нейтронов повышается (а это опасно), – стержни опускают в реактор. Если нейтронов слишком мало (падает мощность котла), – стержни поднимают.
5. Теплоноситель –вода, пар, расплавленные металлы, газы.
Классификация реакторов
Реакторы делятся по следующим показателям:
1. По назначению: энергетические, исследовательские, экспериментальные;
2. По нейтронно-физическим характеристикам: реакторы на быстрых нейтронах, реакторы на промежуточных нейтронах, реакторы на теп-ловых нейтронах;
3. По видам ядерного топлива:
- природная урановая руда – в ней содержится 0, 7% урана U235;
|
|
|
- малообогащенный уран – в нем содержится 1-2% U235;
- высокообогащенный уран - в нем содержится более 90 % урана
U235.
4. По роду замедлителя: вода, графит, тяжелая вода;
5. По роду теплоносителя: вода, пар, жидкие металлы, газы;
6. По конструктивным особенностям: корпусные, канальные.
Первая советская АЭС была построена в 1954 году в городе Обнинске. Это двухконтурная АЭС. В реактор погружено 128 семиметровых стержней с графитовым замедлителем. Масса ядерного топлива составляет 550 кг.
На начало 1991г. в стране действовало 15 АЭС с 47 энергоблоками. На промышленных АЭС в основном установлены энергетические ядерные реакто-ры с водой под давлением корпусного типа (ВВЭР– 600 и ВВЭР- 1000) и ка-нальные водографитовые реакторы РБМК-1000 и РБМК-1500, суммарная установленная мощность которых приведена ниже:
| Тип реактора | Число | Мощность, МВт |
| ВВЭР-1000 | ||
| ВВЭР-440 | ||
| ВВЭР-365 | ||
| РБМК-1000 | ||
| РБМК-1500 | ||
| АМБ-200 | ||
| ЭГЦ-6 | ||
| БН-600 |
В этом перечне указаны также действующий до сих пор один из реакто-ров первого поколения АМБ-200, четыре реактора малой мощности ЭГЦ-6, ра-ботающие на Билибинской АЭС, и реактор-размножитель на быстрых нейтронах, установленный на Белоярской АЭС.
Практически все энергоблоки действующих АЭС работают в базовой части графика нагрузки электрических сетей. Исключение составляет только Билибиниская АЭС, работающая в скользящем графике покрытия электрических тепловых нагрузок. Ниже приведены крупнейшие атомные электростанции СССР на начало 1991 года:
| Название АЭС | Мощность, МВт | |
| 1. | Ленинградская АЭС | |
| 2. | Курская АЭС | |
| 3. | Запорожская АЭС | |
| 4. | Смоленская АЭС | |
| 5. | Белоярская АЭС | |
Уровень безопасности современных действующих АЭС определяется, главным образом, заложенными в них проектными решениями, которые, есте-ственно, на разных этапах развития ядерной энергетики были различными. С этой точки зрения все действующие энергоблоки АЭС можно разделить на три поколения:
- энергоблоки первого поколения, разработанные и построенные до выхода основных нормативных документов по безопасности АЭС;
- энергоблоки второго поколения (ВВЭР-440, ВВЭР-365, ЭГЦ-6, РБМК-1000), спроектированные и построенные в соответствии с ныне устаревшим нормативным документом по безопасности;
|
|
|
- энергоблоки третьего поколения (ВВЭР-1000, РБМК-1000, РБМК-1500), разработанные в соответствии с требованиями действующего нормативного документа «Общие положения безопасности атомных станций» (ОПБ-82).
Авария на Чернобыльской АЭС заставила критически переоценить уро-вень безопасности всех действующих и строящихся атомных электростанций. На основе этого анализа на действующих АЭС проведены технические меро-приятия, существенно повышающие уровень их безопасности. На энергоблоках реакторами РБМК выполнены мероприятия, практически исключающие возможность повторения аварии, подобной чернобыльской. На энергоблоках с реакторами ВВЭР-1000 увеличена надежность механической аварийной защиты.
В целях обеспечения уровня безопасности энергоблоков АЭС первого и второго поколений, удовлетворяющего требованиям действующих норм, разработаны проекты реконструкции этих энергоблоков. Принято решение провести реконструкцию энергоблоков первого и второго поколений на Кольской, Ленинградской, Курской, Чернобыльской, Нововоронежской и Белоярской АЭС. Также определены технические мероприятия по повышению уровня безопасности реакторов на быстрых нейтронах БН-350 и БН-600.
Вопросы для самопроверки
1. Какая технология применена для использования изотопа урана U238 в реак-торах-размножителях?
2. Что применяется в качестве теплоносителя и почему нельзя использовать во-ду для этих целей в реакторах типа БН?
3. В какой элемент превращается изотоп урана U 238 в процессе ядерной реак-ции? Каковы его свойства?
4. Какие элементы ведут себя подобно изотопу урана U 235?
5. Назовите основные элементы ядерного реактора.
6. По каким показателям классифицируются ядерные реакторы?
7. Назовите типы действующих ныне ядерных реакторов.
8. Как решается проблема радиоактивных отходов АЭС?
|
|
|
