Представление о ядерных реакторах различного типа

Принципиальная схема ядерного реактора на так называемых тепловых (медленных) нейтронах показана на рис. 5.3. Перед тем, как перейти к описанию его работы, напомним, что расщепление ядра делящегося элемента происходит вследствие попадания в него нейтрона. При этом возникают движущиеся с большой скоростью осколки деления (ядра других элементов) и 2—3 новых нейтрона. Последние способны вызывать деление новых ядер и характер дальнейшего процесса будет зависеть от характера изменения баланса нейтронов. Если из образующихся после каждого акта расщепления ядра 2—3 нейтронов, 1—2 нейтрона будут «погибать» (т.е. не вызывать акта следующего деления), то оставшийся и расщепивший следующее ядро 1 нейтрон будет постоянно «поддерживать» их существование. Если, например, в некоторый начальный момент существовало 100 нейтронов, то при описанных выше условиях этот уровень нейтронов будет поддерживаться постоянным, и реакция деления будет носить стационарный характер. Если число нейтронов будет увеличиваться, то произойдет тепловой взрыв, если уменьшаться, то реакция прекратится (или перейдет на меньший уровень тепловыделения). Чем выше стационарный уровень числа существующих нейтронов, тем больше мощность реактора.

Образующиеся в результате деления нейтроны могут быть быстрыми (т.е. иметь большую скорость) и медленными (тепловыми). Вероятность захвата медленного нейтрона ядром и его последующего расщепления больше, чем быстрого нейтрона. Поэтому твэлы окружают замедлителем (обычно это вода, графитовая кладка и другие материалы). Быстрые нейтроны замедляются, и поэтому рассматриваемые ниже энергетические реакторы относятся к реакторам на медленных (тепловых) нейтронах.

Для уменьшения утечки нейтронов из реактора его снабжают отражателем. Обычно он делается из таких же материалов как и замедлитель.

Рис. 2–Схема ядерного реактора на тепловых нейтронах

Изменяют мощность реактора с помощью стержней системы регулирования и защиты (СУЗ), выполненных из материалов хорошо поглощающих нейтроны. При опускании стержней (см. рис.2) поглощение нейтронов увеличивается, общее число нейтронов уменьшается, и мощность реактора также уменьшается вплоть до полной остановки.

Реактор окружается биологической защитой — кладкой из тяжелого бетона, предохраняющей персонал от воздействия медленных и быстрых нейтронов и ионизирующего излучения.

Количество стационарно существующих нейтронов определяет число образующихся осколков деления ядер, которые разлетаются в разные стороны с огромной скоростью. Торможение осколков приводит к разогреву топлива и стенок твэлов. Для снятия этого тепла в реактор (см. рис. 2) подается теплоноситель, нагрев которого и представляет цель работы ядерного реактора. В наиболее распространенных типах ядерных реакторов в качестве теплоносителя используют обычную воду, естественно, высокого качества.

Практически вся мировая атомная энергетика базируется на корпусных реакторах. Как следует из самого названия, их главной особенностью является использование для размещения активной зоны толстостенного цилиндрического корпуса.

В свою очередь корпусные реакторы выполняют с водой под давлени­ем (в английской транскрипции PWR — pressed water reactor, в русской ВВЭР — водо-водяной энергетический реактор), и кипящие (BWR — boiling water reactor). В водо-водяном реакторе циркулирует только вода под высоким давлением. В кипящем реакторе в его корпусе над поверхностью жидкости образуется насыщенный водяной пар, который направляется в паровую турбину. В России реакторы кипящего типа не строят. В корпусных реакторах и теплоносителем, и замедлителем является вода.

Альтернативой корпусным реакторам являются канальные реакторы, которые строили только в Советском Союзе под названием РБМК — реактор большой мощности канальный. Такой реактор представляет собой графитовую кладку с многочисленными каналами, в каждый из которых вставляется как бы небольшой кипящий реактор малого диаметра. Замедлителем в таком реакторе служит графит, а теплоносителем — вода.

На рис. 3, а показан продольный разрез реактора ВВЭР-1000, на рис. 3, б — его внешний вид.

Рис.3 Ядерный реактор ВВЭР–1000

На рис. 4 показан корпус реактора ВВЭР-440 во время изготовления на заводе.

Рис.4 Корпус ядерного реактора во время изготовления на заводе

Корпус реактора состоит из цилиндрического сосуда (см. рис. 3) и крышки 3, притягиваемой к сосуду многочисленными шпильками 2 со специальными колпачковыми гайками. В сосуде подвешивается шахта 5, представляющая собой тонкостенный сосуд с уплотнением 6 и системой отверстий, обеспечивающих направленное движение теплоносителя. Теплоноситель (вода) с давлением 15,7 МПа и температурой 289 °С поступает по четырем штуцерам в кольцевое пространство между корпусом и шахтой и движется вниз между ними. На этой стадии вода выполняет функцию отражателя нейтронов. Дно шахты 5 имеет многочисленные отверстия, через которые вода попадает внутрь шахты, где располагается активная зона, состоящая из отдельных шестигранных ТВС (рис. 5), каждый из которых содержит 312 твэлов (рис. 5).

Рис.5-ТВС

Поступивший через перфорированное дно шахты теплоноситель движется вверх, омывает твэлы, разогретые процессом деления ядерного горючего, нагревается и с температурой 322,5 °С через перфорации в верхней части шахты и четыре выходных отверстия направляется в четыре парогенератора.

Корпус реактора представляет собой уникальную конструкцию, сва­ренную из отдельных обечаек, изготавливаемых ковкой. Масса обечаек достигает почти 100 т. Они выполняются двухстенными. Наружная часть — из термостойкой высокопрочной стали, а внутренняя плакируется слоем аустенитной нержавеющей стали толщиной 10—20 мм.

Масса корпуса без крышки превышает 300 т, а крышки и шпилек достигает 100 т.

Реактор канального типа РБМК-1000 показан на рис. 6, а его технические данные следующие:

Рис.6 Реактор РБМК–1000

Мощность энергоблока электрическая, МВт 1000

Мощность реактора тепловая, МВт 3200

КПД, % 31.3

Высота активной зоны, м 7

Диаметр активной зоны, м 1.8

Число каналов 1693

Диаметр твэла, мм 13.6

Он состоит из собственно реактора 1, барабанов-сепараторов 3, главных циркуляционных насосов 6 и водяных и пароводяных коммуникаций.

Активная зона реактора представляет собой графитовую кладку 10 (рис. 7) из блоков сечением 250x250 мм. В центре каждого блока выполнено вертикальное отверстие (канал), в которое помещается парогенерирующее устройство. Совокупность парогенерирующего устройства, кладки и элементов их установки называют технологическим каналом. Он включает в себя трубу, состоящую из центральной (циркониевой) части 11, расположенной в области графитовой кладки 10, и двух концевых частей 4 и 14, выполненных из нержавеющей стали. Внутри центральной части трубы подвешивается ТВС, состоящая из двух последовательно расположенных пучков Каждый пучок состоит из 18 стержневых твэлов наружным диаметром 13,6 мм, толщиной стенки 0,9 мм и длиной 3,5 м.

В нижнюю концевую часть трубы 14 каждого канала поступает вода от главного циркуляционного насоса (ГЦН)) и движется вверх, омывая пучки ТВС При этом вода нагревается до состояния кипения, частично испаряется и с массовым паросодержанием примерно 15 % направляется в барабан-сепаратор Здесь вода и пар разделяются: пар направляется в паровую турбину, а вода с помощью ГНЦ снова возвращается в технологические каналы.

Активная зона (графитовая кладка) окружается стальным герметичным кожухом и заполняется смесью гелия и азота при небольшом избыточном давлении.

Рис.7- Технологический канал РБМК-1000

1 – активная зона; 2 – канал системы управления и защиты; 3 – вход теплоносителя; 4 – циркуляционный насос; 5 – рабочий канал; 6 – тепловыделяющие сборки; 7 – насыщенный пар; 8 – выход теплоносителя; 9 – биологическая защита; 10 – кожух; 11 – отражатель

Рисунок 8 – Принципиальная схема активной зоны РБМК-1000

Активная зона реактора представляет собой графитовую кладку из блоков сечением 250x250 мм. Реактор представляет собой цилиндрическую графитовую кладку, сложенную из блоков сечением 250×250 мм. Графитовая кладка размещена в герметичном стальном кожухе, заполненном смесью гелия с азотом при небольшом избыточном давлении. В отверстиях графитовых блоков размещены трубы рабочих каналов. Внутри активной зоны трубы выполнены из сплава циркония с добавкой ниобия. В трубе расположена тепловыделяющая сборка (ТВС), состоящая из двух пучков по 18 ТВЭЛов. Высота пучка 3,5 м, активной зоны – 7 м. Ядерным топливом служит диоксид урана в виде таблеток, заполняющих цирконий-ниобиевые цилиндры. Технологический канал. включает в себя циркониевую трубу, ТВС.

Регулирование, компенсация избыточной реактивности и аварийная защита осуществляется движущимися поглощающими стержнями из материалов, содержащих бор (бор хорошо поглощает нейтроны).

Циркуляция теплоносителя осуществляется по двум симметрично расположенным контурам. Вода поступает к низу реактора в параллельные каналы, в которых подвешены тепловыделяющие сборки. Здесь нагреваясь до кипения, частично испаряется и затем поступает в один из четырех барабанов-сепараторов, где вода и пар разделяются. Полученный таким образом ненасыщенный пар давлением 7 МПа и температурой 280 °С направляется для работы в турбину, а вода возвращается в контур циркуляции, где, смешиваясь с дополнительно поданной водой, вновь поступает в рабочие каналы реактора.

Основным недостатком реакторов типа РБМК является положительный паровой эффект реактивности: при увеличении паросодержания в активной зоне увеличивается реактивность реактора, ведущая к увеличению мощности и, как следствие, к дальнейшему увеличению парообразования. Без вмешательства систем автоматики управление процессом может быть затруднено.