Деление ядра Ядерный реактор Ядерные взрывы Температура в центре реакторного топлива Быстрые реакторы - размножители Аварии с потерей теплоносителя


Ядерные реакторы

Основные компоненты ядерного реактора

На рис. 2.3 приведена схема основных компонентов ядерного реактора. Газовый или жидкий теплоноситель прокачивается в реактор с помощью циркуляционного насоса и проходит через топливные элементы. Эти элементы состоят из урана в металлической, карбидной или оксидной форме, заключенного в оболочку из циркония, магниевого сплава или нержавеющей стали. Оболочка предназначена для удержания продуктов деления от контакта с потоком теплоносителя. Она также предотвращает химическую реакцию теплоносителя с топливом, которая возможна, например, для комбинации металлический уран - вода.

Каналы топлива и теплоносителя окружены замедлителем. Как было описано выше, замедлители могут быть твердыми телами (например, графит) или жидкостями (например, тяжелая вода). В легководных реакторах теплоносителем и замедлителем является обычная вода. Если замедлитель и теплоноситель - разные материалы, то они не должны между собой реагировать, либо они должны быть отделены друг от друга соответствующей разделительной конструкцией. В тяжеловодном реакторе такой конструкцией является каландр. Он включает бак, наполненный тяжелой водой и пронизанный системой горизонтальных трубок-каналов, в которых размещено топливо и по которым проходит теплоноситель. Электрические и тепловые сети Потоки электрической энергии, передаваемые на разных ступенях электрической системы от электростанций к потребителям, весьма различны и характеризуются различными уровнями напряжения и передаваемого тока. Оптимальные напряжения для передачи и распределения электроэнергии могут быть определены индивидуально для каждого потребителя или группы потребителей. При этом номинальные напряжения питания потребителей и соответствующие им номинальные генераторные напряжения или напряжения обмоток трансформаторов являются строго регламентированными.

Одними из основных устройств активной зоны ядерного реактора являются регулирующие стержни, предназначенные для контроля за нейтронным полем. Они содержат материалы, поглощающие нейтроны, например бор или кадмий.

Рис. 2.3. Основные компоненты ядерного реактора:

1 - радиационная защита; 2 - регулирующий стержень; 3 - оболочка; 4 - пар; 5 - турбина; 6 - охлаждающая вода; 7 - конденсатор; 8 - вода; 9 - насос питательной воды; 10 - парогенератор; 11 - циркуляционный насос теплоносителя; 12 - топливо; 13 - топливный элемент; 14 - замедлитель

Число нейтронов, произведенных на один исчезнувший в результате поглощения или утечки из реактора нейтрон, часто называют коэффициентом размножения k. Если k>1, число нейтронов в реакторе увеличивается. Если k = 1, то число нейтронов остается прежним, а если k<1, число нейтронов уменьшается. Скорость роста числа нейтронов зависит от времени их жизни, т.е. от времени между образованием нейтрона и его взаимодействием с делящимся материалом, ведущим к появлению новых нейтронов.

Большая часть нейтронов реактора появляется одновременно с делением ядер. Это так называемые мгновенные нейтроны. В тепловых реакторах их время жизни составляет от 0,0001 до 0,001 с, а в быстрых реакторах - еще меньше. Если бы в реакторе были только мгновенные нейтроны, то даже при очень небольшом повышении k над единицей число нейтронов нарастало бы слишком быстро и реактором невозможно было бы управлять. Это произошло бы из-за очень короткого промежутка времени между последовательными поколениями нейтронов. Быстрое размножение нейтронов стало бы неотвратимым. Например, при времени жизни нейтронов, равном только 0,0005 с, и при k - 1,005 число нейтронов увеличится в 20 раз за 1/3 с, и, понятно, что таким процессом нелегко управлять.

К счастью, при стационарном состоянии реактора не все его нейтроны являются мгновенными: небольшую часть (около 0,7%) составляют запаздывающие нейтроны, имеющие время жизни в диапазоне 0,6 - 80с. Эти нейтроны образуются в основном при распаде продуктов деления, а не в самом процессе деления ядер. Таким образом, в стационарном состоянии только 99,3% нейтронов являются мгновенными. Скорость изменения числа нейтронов ограничивается запаздывающими нейтронами, которых достаточно для поддержания стационарного состояния. Система управления реактором действует, в сущности, только на запаздывающие нейтроны. При этом реакция системы такова, что перемещения регулирующих стержней, занимающие 10 -20 с, достаточны для адекватного контроля за протеканием цепной реакции.

Система управления проектируется таким образом, чтобы k не мог превысить определенное критическое значение (1,007 для примера, описанного выше). Если k превысит 1,007, то коэффициент размножения только мгновенных нейтронов будет больше единицы. Тогда произойдет резкое увеличение числа мгновенных нейтронов, в реакторе произойдет разгон на мгновенных нейтронах. Однако конструкция ядерных реакторов такова, что такое состояние не может осуществиться.

При прохождении через топливные элементы теплоноситель нагревается, и это тепло затем используется для производства пара. На АЭС используются различные типы парогенераторов; даже сам ядерный реактор является парогенератором в случае кипящего теплоносителя, т.е. когда пар производится непосредственно в активной зоне реактора. Через парогенератор прокачивается вода, которая полностью или частично превращается в пар. Пар затем пропускается через турбину, которая приводит в действие генератор электроэнергии. Отработанный пар турбины, имеющий очень малое давление, направляется в конденсатор, где он преобразуется в воду, повторно направляемую в парогенератор.

Процесс деления ядер сопровождается интенсивным излучением. Продукты деления также дают существенный вклад в радиационное поле, причем они продолжают эмиссию радиации и после прекращения реакции деления. Поэтому очень важно обеспечить надлежащую радиационную защиту вокруг активной зоны. Эта защита включает железо (в виде обычной стали), воду и бетон, которые задерживают нейтроны, γ- и β-излучение, тем самым снижая интенсивность излучения до приемлемо малых уровней вне защиты. На многих АЭС используется дополнительный защитный барьер, при котором вся система заключается в защитную оболочку. Мы обсудим роль защитной оболочки при возможных авариях на ядерных реакторах в гл. 5 и 6.

На рис. 2.3 представлен общий вид основных элементов ядерного реактора. Понятно, что может быть большое число вариантов конструкции реактора, различающихся типом топлива, теплоносителя, оболочки, замедлителя и парогенератора. Было бы утомительно описывать все типы построенных ядерных реакторов, и практически невозможно в книге ограниченного объема рассмотреть все варианты задуманных реакторов. Многие ранние концепции ядерных реакторов отличаются от представленной на рис. 2.3 тем, что в них предлагается использовать жидкое топливо, циркулирующее через активную зону и внешние парогенераторы. В этих концепциях рассматривались растворы солей урана, топливные суспензии, расплавленные соли урана, растворы топлива в жидком металле, циркулирующие через активную зону. В 50-х годах в Центре атомных исследований в Харуэлле (Великобритания) было традицией утром изобрести реактор, а к завтраку выдать проект. Прошло несколько лет, прежде чем мы поняли, что реакторы, которые мы придумывали, просты, дешевы и надежны, а реакторы, которые мы реально проектировали, сложны, дорогостоящи и опасны в эксплуатации.

В оставшейся части настоящей главы рассмотрим основные реакторные системы, осуществленные на практике и составившие основу развития ядерной энергетики. Это английские реакторы Magnox и AGR (улучшенные реакторы с газовым охлаждением), американские легководные реакторы (BWR и PWR), канадские реакторы CANDU, советские реакторы типа РБМК (кипящий реактор с графитовым замедлителем), быстрые реакторы с жидкометаллическим и газовым теплоносителем.

Тепловые реакторы Практически почти все энергетические тепловые реакторы охлаждаются углекислым газом (Magnox и AGR), легкой водой (BWR, PWR и РБМК) или тяжелой водой (CANDU). Мы ограничимся описанием реакторов этих наиболее общих типов.

Хотя реакторы типа Magnox надежны и успешно эксплуатируются длительный срок, они имеют определенные недостатки по сравнению с другими реакторами. Главный из них - сравнительно малое энерговыделение на единицу объема активной зоны. Это ведет к большим объемам активной зоны, большим затратам на топливо и капитальным затратам.

Реакторы с водой под давлением. Наиболее распространенным гражданским энергетическим реактором является реактор с водой под давлением (PWR). Реакторы PWR первоначально создавались для ядерных подводных лодок.

Кипящие реакторы (BWR) отличаются от реакторов PWR тем, что генерируют пар непосредственно в активной зоне и не имеют для этого отдельных парогенераторов. Схема реакторов BWR показана на рис. 2.11 а. Вода при давлении 7 МПа проходит через активную зону, и около 10% воды превращается в пар

Быстрые реакторы-размножители с жидкометаллическим теплоносителем. Наиболее распространенный тип быстрого реактора - это реактор, использующий натрий в качестве теплоносителя. Преимущества жидкого натрия в охлаждении реакторов обсуждены в гл. 3. Натрий является отличным теплоносителем и может обеспечивать теплоотвод в условиях очень высоких объемных плотностей энерговыделения, имеющих место в реакторах этого типа (обычно в 5 раз больше, чем в реакторах PWR).

Быстрые реакторы с газовым охлаждением. Альтернативой натриевому охлаждению быстрых реакторов является использование газового теплоносителя (углекислый газ или гелий). Однако в этом случае активная зона реактора должна быть больше, так как газы существенно проигрывают натрию как теплоносители.


Похоронные изделия и еще.
Полный цикл для топлива ядерного реактора (топливный цикл)