Ядерные реакторы
Информация - Физика
Другие материалы по предмету Физика
Ядерные реакторы
Ядерное топливо используется в ядерных реакторах, тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы) которых представляют собой обычно металлические оболочки различной формы и длины, содержащие ядерное топливо и герметично заваренные. Твэлы упаковываются в сборки.
Реактор ВВЭР. Характеристики ВВЭР (Водоводяной Энергетический Реактор - вода является замедлителем нейтронов и поглотителем) ВВЭР-440, Первоначально планировался на мощность 500 МВт (электрическую), но из-за отсутствия подходящих турбин, был переделан на 440 МВт.
Активная зона ВВЭР-440 набрана из 349 шестигранных кассет, часть которых используется как рабочие органы СУЗ (система управления защитой). Внутри кожуха кассеты смонтировано по треугольной решётке 126 стержневых ТВЭЛов диаметром 9,1 мм. Сердечник ТВЭЛа (спечённая двуокись урана с обогащением 3,5 %), диаметром 7,5 мм заключён в оболочку толщиной 0,6 мм. Материал кожуха кассеты и оболочки ТВЭЛа -цирконий, легированный ниобием(1 %). ВВЭР-440 действуют на III и IV блоках Нововоронежской АЭС, на 1 и 2 блоках Кольской АЭС (дубльблок), Ровенской АЭС, на АЭС в Финляндии (Ловиза), Болгарии (Козлодуй), Венгрии (Пакш), и Германии (Норд - после объединения Германии остановленной по политическим мотивам). ВВЭР-440 работает в режиме 4-6 частичных перегрузок кассет за время примерно 3-6 лет. Через каждые 280-290 сут в ВВЭР-440 заменяется 1/4-1/6 часть кассет. Сначала кассеты удаляют из центральной области активной зоны, а на их место переставляют кассеты с периферии активной зоны. Освобождённые места на периферии активной зоны заполняют свежими кассетами. Перегрузка кассет производится под защитным слоем воды толщиной 5 м, ослабляющим дозу излучения в реакторном зале ниже предельно допустимой. В настоящее время для реакторов ВВЭР (и РБМК) разработано топливо с выгорающим поглотителем нейтронов (гадолиний, эрибий - для ВВЭР, эрбий- для РБМК) который позволяет больше обогащать свежее топливо и использовать одну кассету с топливом не 3-4 года, а 5-6 лет при практически равной стоимости, что позволяет снизить затраты на топливо примерно на 40 %.
Рис.1 Реактор ВВЭР
Устройство реактора ВВЭР-1000: 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.
Характеристики ВВЭР-440, а также более современного и мощного ВВЭР-1000 (проект) приведены в таблице ниже:
ХарактеристикаВВЭР-440ВВЭР-1000Тепловая мощность реактора, МВт13753000К. п. д., ,033,0Давление пара перед турбиной, атм44,060,0Давление в первом контуре, атм125160,0Температура воды, С: на входе в реактор269289 на выходе из реактора300324Диаметрактивной зоны, м2,883,12Высота активной зоны, м2,503,50ДиаметрТВЭЛа, мм9,19,1Число ТВЭЛов в кассете126317Загрузка урана, т4266Среднее обогащение урана, %3,53,3-4,4Среднее выгорание топлива, МВт-сут/кг28,640
Активная зона ВВЭР-440 размещена в толстостенном корпусе из стали. Он имеет наружный диаметр 3,8 м, высоту 11,2 м и рассчитан на работу под давлением 125 атм. В корпусе имеется два ряда патрубков для входа и выхода теплоносителя. Сверху корпус закрывается крышкой. На внутреннюю стенку корпуса падают нейтронное и гамма-излучение. От дозы излучения зависят изменение свойств материала корпуса и термические напряжения в корпусе. Поэтому дозу излучения в корпусе снижают водным и стальным экранами, расположенными между активной зоной и корпусом. Толщина водного экрана равна 20 см, стального - 9 см.
Схема блока состоит из двух контуров. В первом контуре циркулирует вода под давлением 125 атм. Вода с температурой 269 C поступает в кольцевую щель между стенкой корпуса и активной зоной и опускается вниз. Затем она движется вверх и, охлаждая ТВЭЛы, нагревается до 300 C. В парогенераторах отведённое от реакторов тепло расходуется на получение насыщенного пара (давление 44 атм, температура 275 C), вращающего турбогенераторы.
Реактор РБМК (Реактор Большой Мощности Канальный) Разработан в 1960-е годы Курчатовским институтом. Первый энергоблок с реактором типа РБМК-1000 пущен в 1973 г. году на Ленинградской АЭС. Случившаяся 26 апреля 1986 года авария на Чернобыльской АЭС сильно подорвала доверие к реакторам типа РБМК и заставила существенно пересмотреть концепцию безопасности реактора. После этого РБМК нередко стали именоваться реакторами чернобыльского типа.
Таблица. Характеристики РБМК
ХарактеристикаРБМК-1000РБМК-1500Тепловая мощность реактора, МВт32004800Электрическая мощность блока, МВт10001500К. п. д. блока, ,331,3Давление пара перед турбиной, атм6565Температура пара перед турбиной, С280280Размерыактивной зоны, м: высота77 диаметр (ширинадлина)11,811,8Загрузка урана, т192189Обогащение, % испарительный канал1,81,8 перегревательный канал--Число каналов: испарительных16931661 перегревательных--Среднее выгорание, МВтсут/кг: в испарительном канале18,118,1 в перегревательном канале--Размеры оболочки ТВЭЛа (диаметртолщина), мм: испарительный канал13,50,913,50,9 перегревательный канал--Материал оболочек ТВЭЛов: испарительный каналZr + 2,5 % Nb Zr + 2,5 % Nb перегревательный канал--
Реактор РБМК разработан с целью улучшения топливного цикла. Решение этой проблемы связано с разработкой конструкционных материалов, слабо поглощающих нейтроны и мало отличающихся по своим механическим свойствам от нержавеющей стали. Сниже?/p>