Атомные электростанции. Глава 3

1.

ГЛАВА 3
АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ
www.tyuiu.ru

2.

Реакция деления тяжёлых ядер нейтронами состоит в том, что тяжёлое ядро, поглотив
нейтрон, делится на 2 (редко на 3 или 4) обычно неравных по массе осколка. При этом
выделяется около 200 Мэв энергии и испускаются 2 – 3 нейтрона (в среднем 27 нейтронов на 10
ядер).
Некоторые тяжелые ядра делятся нейтронами любых энергий, начиная с нулевых. Это
изотопы:
235U , 233U , 239Pu .
92
92
94
Важнейшим свойством является образование 2 – 3 нейтронов при делении каждого ядра.
Эти нейтроны могут вызвать деление новых ядер, при этом образуются новые нейтроны и т.д.
Это самоподдерживающаяся цепная реакция деления.
Среда, в которой идет самоподдерживающаяся цепная реакция деления, называется
активной зоной. Важнейшей характеристикой активной зоны является коэффициент
размножения нейтронов: отношение количества нейтронов в некотором «поколении» к их
количеству в предыдущем «поколении»:
k = Ni/Ni-1
Под «сменой поколения» понимается поглощение всех «старых» нейтронов и рождение
новых нейтронов в результате деления ядер.
Таким образом, если в некотором поколении было N нейтронов, то в n-ом поколении их
будет N*kn. При k < 1 реакция гаснет, а при k > 1 нарастает. Время жизни одного поколения
нейтронов составляет от 10-5 до 10-7 секунды. Поэтому, например, при k = 1,01 число нейтронов
и интенсивность реакции уже через 1 миллисекунду возрастет в 1000 раз, т.е. почти мгновенно
произойдет взрыв.
Для стационарной реакции необходимо поддерживать k = 1 с очень высокой точностью,
такой режим называется критическим.

3.

Коэффициент размножения увеличивается при увеличении размеров активной зоны.
Размер, при котором коэффициент размножения равен 1, называется критическим размером,
а масса активной зоны критических размеров называется критической массой.
Устройство атомной бомбы
1 – взрывное устройство;
2 – взрывчатое вещество (обычное) для быстрого
сближения частей ядерного заряда);
3 – оболочка;
4 – части ядерного заряда, образующие при
соединении критическую массу;
5 – отражатель нейтронов.
Другой вариант конструкции атомной бомбы

4.

Отсчёт отечественной атомной энергетики ведется с 27 июня 1954 года, с пуска Обнинской
АЭС с уран-графитовым реактором. На станции была проверена работа основных элементов и
показана возможность преобразования энергии деления ядер в электрическую энергию в
промышленных установках. Параметры установки были низкими, тепловая схема сильно
упрощена, а электрическая мощность составляла всего 5 МВт.
В 1958 году было начато строительство Белоярской АЭС с водографитовым реактором
канального типа с перегревом пара в активной зоне.
Теоретически возможны более 100 разных типов реакторов, различающихся
топливом, замедлителем и теплоносителями.
Существующее типы реакторов:
ВВЭР (PWR) (водо-водяной энергетический реактор) – Легководный ядерный реактор под
давлением;
BWR – Легководный кипящий ядерный реактор;
РБМК (реактор большой мощности канальный) – Российская модель реактора с
использованием графита и воды;
PHWR – реактор на тяжелой воде;
PBMR – реактор с шаровой засыпкой и газовым контуром;
FBR – Реактор-размножитель на быстрых нейтронах (БН).

5.

6.

Реактор ВВЭР-1000 (водо-водяной энергетический реактор)
ВВЭР (PWR) – реактор не прямого цикла. Реакторы ВВЭР являются самым распространенным
типом реакторов в России. Весьма привлекательны дешевизна используемого в них
теплоносителя – замедлителя и относительная безопасность в эксплуатации, несмотря на
необходимость использования в этих реакторах обогащенного урана. Из самого названия
реактора ВВЭР следует, что у него и замедлителем, и теплоносителем является обычная легкая
вода. В качестве топлива используется обогащенный до 4.5% уран.
Электрическая мощность реакторов ВВЭР - 1000 Мегаватт (в среднем).

7.

Реактор ВВЭР-1000 (водо-водяной энергетический реактор)
1 — привод СУЗ;
2 — крышка реактора;
3 — корпус реактора;
4 — блок защитных труб (БЗТ);
5 — шахта;
6 — выгородка активной зоны;
7 — топливные сборки (ТВС), регулирующие стержни.

8.

Реактор типа BWR (англ. Boiling Water Reactor) – Реактор с кипящей водой
BWR – реактор прямого цикла. Охлаждающая вода циркулирует в нем, проходя через
активную зону реактора, и превращается в пар внутри корпуса реактора. Этот пар
непосредственно приводит во вращение турбину электрогенератора. Конденсат после
прохождения им деаэратора поступает обратно в корпус реактора. Вследствие прямого цикла
происходит загрязнение турбины радиоактивными веществами, содержащимися в паре и воде
первичного контура. Поэтому турбина заключена в герметичный кожух, протечки из которого
направляются обратно в первичный контур. Турбинный зал является контролируемой зоной, и
во время технического обслуживания в нем необходимо применять специальные меры
предосторожности.
Стержни аварийной защиты у реактора ВВЭР находятся сверху и удерживаются с помощью
электромагнитов, поэтому, в случае полного обесточивания стержни-поглотители просто падают
в активную зону под своим весом и «глушат» реактор, в реакторе типа BWR эти стержни
находятся снизу, то есть, при обесточивании они не способны будут войти в активную зону.

9.

Реактор Большой Мощности Канальный (РБМК)
Серия двухцелевых канальных кипящих графито-водных ядерных реакторов, разработка
которых велась в СССР, начиная с 1960-х годов и продолжается в России. После аварии на
Чернобыльской АЭС реакторы этой серии стали в обиходе называться «реакторами
чернобыльского типа».
РБМК построен по несколько другому принципу, чем ВВЭР. Прежде всего в его активной
зоне происходит кипение - из реактора поступает пароводная смесь, которая, проходя через
сепараторы, делится на воду, возвращающуюся на вход реактора, и пар, который идет
непосредственно на турбину. Электричество, вырабатываемое турбиной, тратится, как и в
реакторе ВВЭР, также на работу циркуляционных насосов.
Основные технические характеристики РБМК следующие. Активная зона реактора –
вертикальный цилиндр диаметром 11,8 метров и высотой 7 метров. По периферии активной
зоны, а также сверху и снизу расположен боковой отражатель - сплошная графитовая кладка
толщиной 0.65 метра. Собственно активная зона собрана из графитовых шестигранных колонн
(всего их 2488), собранных из блоков сечением 250х250мм. По центру каждого блока сквозь всю
колонну проходят сквозные отверстия диаметром 114мм для размещения технологических
каналов и стержней СУЗ.
Общее число технологических каналов в активной зоне 1693. Внутри большинства
технологических каналов находятся тепловыделяющие кассеты, имеющие довольно сложную
структуру. Стенки кассеты плотно фиксированы к графитовой кладке, а внутри кассет
циркулирует вода. В остальных каналах расположены стержни системы управления защитой,
которые состоят из поглотителя - бороциркониевого сплава. Некоторые каналы полностью
изолированы от теплоносителя, и в них расположены датчики радиации.
Электрическая мощность РБМК - 1000 МВт.

10.

Реактор Большой Мощности Канальный (РБМК)

11.

Тяжеловодный ядерный реактор (англ. Pressurised Heavy Water Reactor (PHWR))
Ядерный реактор PHWR в качестве теплоносителя и замедлителя использует D2O — тяжёлую
воду. Так как дейтерий имеет меньшее сечение поглощения нейтронов, чем лёгкий водород,
такие реакторы имеют улучшенный нейтронный баланс (то есть для них требуется менее
обогащённый уран), что позволяет использовать в качестве топлива природный уран в
энергетических реакторах или использовать «лишние» нейтроны для наработки изотопов.
В энергетических реакторах использование природного урана значительно снижает расходы
на топливо, хотя экономический эффект несколько сглаживается большей ценой энергоблока и
теплоносителя. Наиболее известным реактором этого типа является канадский CANDU. Помимо
самой Канады, реакторы CANDU экспортировались в Китай, Южную Корею, Индию, Румынию,
Аргентину и Пакистан. Крупномасштабная программа строительства тяжеловодных реакторов
PHWR осуществляется в Индии. Промышленные тяжеловодные реакторы широко
использовались для производства трития и плутония, а также для производства широкого
спектра изотопной продукции, в том числе и медицинского назначения.
В данное время реакторы данного типа очень распространены в США.
Исследовательские реакторы также часто используют тяжёлую воду.

12.

Реактор типа PBMR (реакторы с шаровой засыпкой)
В реакторе с шаровой засыпкой активная зона имеет форму шара, в который засыпаны
тепловыделяющие элементы, также шарообразные. Каждый элемент представляет из себя
графитовую сферу, в которую вкраплены частицы оксида урана. Через реактор прокачивается газ
– чаще всего используется углекислота СО2.
Газ подается в активную зону под давлением и впоследствии поступает на теплообменник.
Регулирование реактора осуществляется стержнями из поглотителя, вставляемыми в
активную зону.

13.

Реактор БН (на быстрых нейтронах)
Реактор на быстрых нейтронах очень сильно отличается от реакторов всех остальных типов.
Его основное назначение – обеспечение расширенного воспроизводства делящегося
плутония из урана-238 с целью сжигания всего или значительной части природного урана, а
также имеющихся запасов обедненного урана.
При развитии энергетики реакторов на быстрых нейтронах может быть решена задача
самообеспечения ядерной энергетики топливом. Прежде всего, в реакторе на быстрых
нейтронах нет замедлителя.
В настоящее время реакторы на быстрых нейтронах широкого распространения не
получили, в основном из-за сложности конструкции и проблемы получения достаточно
устойчивых материалов для конструкционных деталей.
В мире имеется только один реактор такого типа. Находится он на Белоярской АЭС в России.
В реакторах такого типа, как правило, используется жидкометаллический теплоноситель.
Обычно это или расплав натрия или эвтектический сплав свинца с висмутом. В качестве
теплоносителей рассматривались расплавы солей (фториды урана), однако их применение было
признано бесперспективным.
Экспериментальные реакторы на быстрых нейтронах появились в 1950-е годы, в 1960-80-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.

14.

Реактор БН (на быстрых нейтронах)

15.

Существующее типы реакторов:
ВВЭР (PWR) (водо-водяной энергетический реактор) – Легководный ядерный реактор под
давлением;
BWR – Легководный кипящий ядерный реактор;
РБМК (реактор большой мощности канальный) – Российская модель реактора с
использованием графита и воды;
PHWR – реактор на тяжелой воде;
PBMR – реактор с шаровой засыпкой и газовым контуром;
FBR – Реактор-размножитель на быстрых нейтронах (БН).
Сравнение:
Реакторы ВВЭР достаточно безопасны в эксплуатации, но требуют высокообогащенного
урана.
Реакторы РБМК безопасны лишь при правильной их эксплуатации и хорошо разработанных
системах защиты, но зато способны использовать малообогащенное топливо или даже
отработанное топливо ВВЭР-ов.
Реакторы на тяжелой воде всем хороши, но добывать тяжелую воду очень дорого.
Технология производства реакторов с шаровой засыпкой ещё недостаточно хорошо
разработана, хотя этот тип реакторов стоило бы признать наиболее приемлемым для широкого
применения, в частности, из-за отсутствия катастрофических последствий при аварии с разгоном
реактора.
За реакторами на быстрых нейтронах – будущее производства топлива для ядерной
энергетики, эти реакторы наиболее эффективно используют ядерное топливо, но их конструкция
очень сложна и пока ещё малонадежна.

16.

Карта АЭС

17.

Карта АЭС