Обзор основных типов ядерных реакторов, применяющихся в российской атомной энергетике

 
 
 

Реферат

На тему:   «Обзор основных типов ядерных реакторов,

применяющихся в российской атомной энергетике» 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 

     

   Всё  большее количество стран —  и развитых, и развивающихся, —  сегодня приходят к необходимости освоения мирного атома. Сегодня в мире обозначилась тенденция, получившая название «ядерный ренессанс». Самые сдержанные прогнозы говорят о том, что в перспективе 2030 года на планете будет эксплуатироваться до 500 энергоблоков (для сравнения, сейчас их насчитывается 442).

     Ежегодно атомные станции в  Европе позволяют избежать эмиссии  700 миллионов тонн СО2, а в Японии  — 270 миллионов тонн СO2. Действующие  АЭС России ежегодно предотвращают  выброс в атмосферу 210 млн. тонн  углекислого газа. По этому показателю наша страна находится лишь на четвертом месте в мире.

     Больше всего АЭС (63 АЭС, 104 энергоблока)  эксплуатируется в США. Второе  место занимает Франция (58 энергоблоков), на третьем — Япония (54 блока  в эксплуатации). Для сравнения:  в России эксплуатируется 10 АЭС (32 энергоблока). 

  Доля атомной энергетики в производстве электричества  показана на графике 1

                                                             График 1. 

      На атомных электростанциях, так  же как и на электростанциях, работающих на органическом топливе (ТЭС), осуществляется процесс превращения энергии, содержащейся в рабочей среде (паре), в электрическую. Различие между процессами, происходящими на АЭС и ТЭС, состоит лишь в том, что в одном случае используется энергия, выделяющаяся при распаде тяжелых элементов (применяемых в качестве топлива), а другом – при горении органического топлива.

       Основным элементом реактора  является активная зона — конструктивно  выделенный объем, куда загружается  ядерное топливо, содержащееся в ТВЭЛах (тепловыделяющих элементах), скомпонованных в  тепловыделяющие сборки (ТВС). В активной зоне протекает управляемая цепная реакция, в процессе которой выделяется огромное количество тепла. Оно отводится из активной зоны теплоносителем.  Затем с помощью сепараторов, парогенераторов и турбин это тепло преобразуется в электроэнергию. Таким образом, на АЭС происходит три взаимных преобразования форм энергии: ядерная энергия переходит в тепловую, тепловая — в механическую, механическая — в электрическую.

     Коренное различие тепловой экономичности  ТЭС и АЭС заключается в  том, что для ТЭС она зависит  от реализации в цикле теплоты  всего сожженного органического  топлива, непрерывно поступающего  в топку парового котла, а  для АЭС – от реализации  в цикле теплоты, выделившейся в процессе деления незначительной части ядерного горючего, загружаемого в активную зону. Масса выгружаемых после отработки определенного срока ТВС такая же, как и масса свежезагружаемых. Происходит лишь частичная замена ядерного горючего на продукты деления. Выгружаемое из реактора топливо имеет все еще значительную ценность. Степень использования внутриядерной энергии характеризуется глубиной выгорания.

     Все реакторы можно классифицировать по следующим признакам:

1)  По назначению:

-   энергетические (основное требование к экономичности  термодинамического  

       цикла);

-   исследовательские  (пучки нейтронов с определенной  энергией);

-   транспортные (компактность, маневренность);

-  промышленные (для  наработки плутония, низкотемпературные, работают в

     форсированном  режиме);

-  многоцелевые (например, для выработки электроэнергии  и опреснения морской воды);

2)  По виду замедлителя:

• легководные (наиболее компактны);
• графитовые (в расчете на единицу мощности имеют наибольшие размеры);
• тяжеловодные (несколько меньших размеров по сравнению с графитовыми);

3)  По виду теплоносителя

• легководные (наиболее распространенные);
• газоохлаждаемые (также широко распространены);
• тежеловоджные (редко применяемые и только там, где замедлитель тоже тяжелая вода);
• жидкометаллические (в реакторах на быстрых нейтронах);

4)  По энергетическому спектру нейтронов:

• на тепловых нейтронах (наиболее освоенные, требуют наименьшей удельной загрузки ядерного топлива по делящемуся изотопу);
• на быстрых нейтронах (так называемые «быстрые реакторы» предназначены также и для воспроизводства ядерного топлива);
• на промежуточных нейтронах (только в специальных исследовательских установках);

 

5)  По структуре активной зоны:

• гетерогенные (все работающие в настоящее время реакторы);
• гомогенные (пока находятся в стадии исследования и отдельных опытных образцов).

 

Состав атомной  энергетики России представлен в  таблице 1.

                                                            Табл. 1

Рассмотрим основные типы ядерных реакторов. 

                       Водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР) 

     Водо-водяной энергетический реактор  (ВВЭР) относится к самому распространенному  типу легководных реакторов. В  реакторах этого типа используется  вода в качестве и теплоносителя  и замедлителя. По энергетическому  спектру нейтронов это реактор на тепловых нейтронах.

     Общая  схема реактора ВВЭР показана  на рисунке 1. 

 

                                                            Рис.1 
 

    Технологическая схема энергоблоков  с реакторами ВВЭР имеет два  контура.

    Первый контур - радиоактивный. Он включает в себя реактор типа ВВЭР и циркуляционные петли охлаждения. Каждая петля содержит главный циркуляционный насос (ГЦН), парогенератор и две главные запорные задвижки (ГЗЗ). К одной из циркуляционных петель первого контура подсоединен компенсатор давления, с помощью которого в контуре поддерживается заданное давление воды, являющейся в реакторе одновременно и теплоносителем и замедлителем нейтронов. На энергоблоках с ректором ВВЭР-440 имеется по 6 циркуляционных петель, на энергоблоке с реактором ВВЭР-1000 - 4 циркуляционные петли. Раз в полгода выгоревшее ядерное горючее заменяют на свежее, для чего надо реактор остановить и охладить.

     Первый контур установки предназначен  для отвода тепла, выделяющегося  в реакторе, и передачи его во второй контур, в парогенератор.   

     Второй контур - нерадиоактивный.  Он включает в себя парогенераторы, паропроводы, паровые турбины,  сепараторы-пароперегреватели, питательные  насосы и трубопроводы, деаэраторы  и регенеративные подогреватели. Парогенератор является общим оборудованием для первого и второго контуров. В нем тепловая энергия, выработанная в реакторе, от первого контура через теплообменные трубки передается второму контуру. Насыщенный пар, вырабатываемый в парогенераторе, по паропроводу поступает на турбину, которая приводит во вращение генератор, вырабатывающий электрический ток.       В системе охлаждения конденсаторов турбин на АЭС используются башенные градирни и водохранилище-охладитель.

      Реактор ВВЭР является реактором корпусного типа с водой под давлением, которая выполняет функцию теплоносителя и замедлителя. Корпус реактора представляет собой вертикальный цилиндрический сосуд высокого давления с крышкой, имеющей разъем с уплотнением и патрубки для входа и выхода теплоносителя. Внутри корпуса закрепляется шахта, являющаяся опорой для активной зоны и части внутрикорпусных устройств и служащая для организации внутренних потоков теплоносителя.

      Активная зона реакторов собрана  из шестигранных тепловыделяющих  сборок (ТВС), содержащих тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ) стержневого типа с сердечником из диоксида урана в виде таблеток, находящихся в оболочке из циркониевого сплава. В тепловыделяющих сборках ТВЭЛы размещены по треугольной решетке и заключены в чехол из циркониевого сплава. В свою очередь, ТВС также собраны в треугольную решетку с шагом 147 мм (ВВЭР-440) и 241 мм (ВВЭР-1000). Нижние цилиндрические части ТВС входят в отверстия опорной плиты, верхние в дистанционирующую прижимную. Сверху на активную зону устанавливается блок зашитых труб, дистанционирующий кассеты в плане и предотвращающий всплытие и вибрацию. На фланец корпуса устанавливается верхний блок с приводами СУЗ, обеспечивающий уплотнение главного разъема. Регулирование реактора осуществляется перемещаемыми регулирующими органами, и как правило, жидким поглотителем.

      Теплоноситель поступает в реактор  через входные патрубки корпуса,  проходит вниз по кольцевому  зазору между шахтой и корпусом, затем через отверстия в опорной  конструкции шахты поднимается вверх по тепловыделяющим сборкам. Нагретый теплоноситель выходит из головок ТВС в межтрубное пространство блока защитных труб и через перфорированную обечайку блока и шахты отводится выходными патрубками из реактора.

      В качестве ядерного топлива  используется спеченный диоксид урана с начальным обогащением ураном-235 в стационарном режиме в диапазоне от 2.4 до 4.4 % (масс).    

     Технический контроль параметров  состояния оборудования и трубопроводов,  управления и защиты оборудования  от повреждений при нарушении в работе первого контура, а также других контуров и систем установки осуществляется системой контроля, управления и защиты.

     Энергия деления ядерного топлива  в активной зоне реактора тепловой  мощностью 3000 МВт отводится теплоносителем с температурой 322°C. Расход воды через реактор 15800 кг/с, а рабочее давление в первом контуре 16 МПа. В парогенераторе теплоноситель отдает тепло рабочему телу и при помощи ГЦН возвращается в реактор.