«Виробництво електричної енергії» для студентів спеціальності 6

Вид материала

Документы

Содержание Класифікація реакторів По виду палива По роду сповільнювача Матеріали реакторів Вигоряння й відтворення ядерного палива Керування ядерним реактором Реактор на теплових нейтронах Реактор на швидких нейтронах Реактор на проміжних нейтронах Реактор зі змішаним спектром

Подобный материал:

• Типи акумуляторів, 217.46kb.
• Методичні рекомендації до виконання дипломної роботи для студентів спеціальності 05070107, 594.26kb.
• Договір про купівлю продаж електричної енергії, 432.12kb.
• План-конспект уроку з предмету: «Електротехніка з основами промислової електроніки», 305.51kb.
• Регіональна державна інспекція з енергетичного нагляду за режимами споживання електричної, 41.43kb.
• Конспект лекцій до самостійного вивчення розділів з дисципліни, 899.63kb.
• Затверджено, 7410.01kb.
• Повідомлення про відхилення тендерних пропозицій по торгам (тендеру) на закупівлю інженерні, 275.09kb.
• Програма, методичні вказівки та контрольні завдання з дисципліни " виробництво виливків, 864.84kb.
• Для студентів спеціальності, 327.85kb.

Класифікація реакторів

По характеру використання ядерні реактори діляться на:

1.Експериментальні реактори, призначені для вивчення різних фізичних величин, значення яких необхідно для проектування й експлуатації ядерних реакторів; потужність таких реакторів не перевищує трохи кВт.

2. Дослідницькі реактори, у яких потоки нейтронів і гамма-квантів, створювані в активній зоні, використовуються для досліджень в області ядерної фізики, фізики твердого тіла, радіаційної хімії, біології, для випробування матеріалів, призначених для роботи в інтенсивних нейтронних потоках (у т.ч. деталей ядерних реакторів), для виробництва ізотопів. Потужність дослідницьких реакторів не перевершує 100 Мвт. енергія, що виділяється, як правило, не використовується.

Ізотопні (збройові, промислові) реактори, використовувані для наробітку ізотопів, використовуваних у ядерних озброєннях, наприклад 239Pu.

3. Енергетичні реактори, призначені для одержання електричної й теплової енергії, використовуваної в енергетику, при опрісненні води, для привода силових установок кораблів, літаків і космічних апаратів, у виробництві водню й металургії і т.д. Теплова потужність сучасних енергетичних реакторів досягає 5 Гвт.


По спектру нейтронів:

1. Реактор на теплових нейтронах («тепловий реактор»)

2. Реактор на швидких нейтронах («швидкий реактор»)

3. Реактор на проміжних нейтронах

4. Реактор зі змішаним спектром


По розміщенню палива

1. Гетерогенні реактори, де паливо розміщається в активній зоні дискретно у вигляді блоків, між якими перебуває сповільнювач;

2. Гомогенні реактори, де паливо й сповільнювач представляють однорідну суміш (гомогенну систему).

Блоки ядерного палива в гетерогенному реакторі називаються тепловиділяючими елементами (Твелами), які розміщаються в активній зоні у вузлах правильних ґрат, утворюючи гнізда.


По виду палива:

- ізотопи урану 235 і 233 (235U і 233U)

- ізотоп плутонію 239 (239Pu)

- ізотоп торія 232 (232Th) ( за допомогою перетворення в 233U)


По ступеню збагачення:

1. Природній уран

2. Слабко збагачений уран

3. Чистий ізотоп, що ділиться


По хімічному складу:

- металевий U

- UO2 (диоксид урану)

- UC (карбід урану) і т.д.


По виду теплоносія:

- H2O (вода, див. Водо-Водяний реактор)

- Газ, (див. Графіто-Газовий реактор)

- D2O (важка вода, див. Важководний ядерний реактор, CANDU)

- Реактор з органічним теплоносієм

- Реактор з рідкометалевим теплоносієм

- Реактор на розплавах солей

- Реактор із твердим теплоносієм


По роду сповільнювача:

- З (графіт, див. Графіто-Газовий реактор, Графіто-Водний реактор)

- H2O (вода, див. Легководный реактор, Водо-Водяний реактор, ВВЕР)

- D2O (важка вода, див. Важководний ядерний реактор, CANDU)

- Be, Beo

- Гідриди металів

- Без сповільнювача ( Реактор на швидких нейтронах)


По конструкції:

1. Корпусні реактори

2. Канальні реактори


По способу генерації пари:

1. Реактор із зовнішнім парогенератором ( Водо-Водяний реактор, ВВЭР)

2. Киплячий реактор

На початку XXI століття найпоширеніші гетерогенні ядерні реактори на теплових нейтронах зі сповільнювачами — H2O, З, D2O і теплоносіями — H2O, газ, D2O, наприклад, водо-водяні ВВЕР, канальні РБМК.

Перспективними є також швидкі реактори. Паливом у них служить 238U, що дозволяє в десятки раз поліпшити використання ядерного палива в порівнянні з тепловими реакторами, це суттєво збільшує ресурси ядерної енергетики.


Матеріали реакторів

Матеріали, з яких будують реактори, працюють при високій температурі в поле нейтронів, γ-квантів і осколків розподілу. Тому для реакторобудування придатні не всі матеріали, застосовувані в інших галузях техніки. При виборі реакторних матеріалів ураховують їхню радіаційну стійкість, хімічну інертність, перетин поглинання й інші властивості.

Оболонки Твелів, канали, сповільнювачі (відбивачі) виготовляють із матеріалів з невеликими перетинами поглинання. Застосування матеріалів, що слабко поглинають нейтрони, знижує непродуктивна витрата нейтронів, зменшує завантаження ядерного палива й збільшує коефіцієнт відтворення КВ. Для поглинаючих стрижнів, навпаки, придатні матеріали з більшим перетином поглинання. Це значно скорочує кількість стрижнів, необхідних для керування реактором.

Швидкі нейтрони, γ-кванти й осколки розподілу ушкоджують структуру речовини. Так, у твердій речовині швидкі нейтрони вибивають атоми із кристалічних ґрат або зрушують їх з місця. Внаслідок цього погіршуються пластичні властивості й теплопровідність матеріалів. Складні молекули під дією випромінювання розпадаються на більш прості молекули або складені атоми. Наприклад, вода розкладає на кисень і водень. Це явище відоме за назвою радіолізу води.

Радіаційна нестійкість матеріалів менше позначається при високих температурах. Рухливість атомів стає настільки великий, що ймовірність повернення вибитих із кристалічних ґрат атомів на своє місце або рекомбінація водню й кисню в молекулу води помітно збільшується. Так, радіоліз води неістотний в енергетичних некиплячих реакторах (наприклад, ВВЭР), у той час як у потужних дослідницьких реакторах виділяється значна кількість гримучої суміші. У реакторах є спеціальні системи для її спалювання.

Реакторні матеріали контактують між собою (оболонка Твела з теплоносієм і ядерним паливом кассеты, що тепловыделяющие, — з теплоносієм і сповільнювачем і т.д.). Природно, що контактуючі матеріали повинні бути хімічно інертними (сумісними). Прикладом несумісності служать уран і гаряча вода, що вступають у хімічну реакцію.

У більшості матеріалів міцносні властивості різко погіршуються зі збільшенням температури. В енергетичних реакторах конструкційні матеріали працюють при високих температурах. Це обмежує вибір конструкційних матеріалів, особливо для тих деталей енергетичного реактора, які повинні витримувати високий тиск.


Вигоряння й відтворення ядерного палива

У процесі роботи ядерного реактора через нагромадження в паливі осколків розподілу змінюється його ізотопний і хімічний склад, відбувається утвір трансуранових елементів, головним чином ізотопів Pu. Вплив осколків розподілу на реактивність ядерного реактора називається отруєнням ( для радіоактивних осколків) і зашлаковуванням ( для стабільних ізотопів).

Основна причина отруєння реактора — 135Xe, що володіє найбільшим перетином поглинання нейтронів (2,6·106 барн). Период полураспада 135Xe T1/2 = 9,2 ч; выход при делении составляет 6—7 %. Основная часть 135Xe образуется в результате распада 135I (T1/2 = 6,8 ч). При отравлении Кэф изменяется на 1—3 %. Большое сечение поглощения 135Xe и наличие промежуточного изотопа 135I приводят к двум важным явлениям:

До збільшення концентрації 135Xe і, отже, до зменшення реактивності реактора після його зупинки або зниження потужності («йодна яма»), що унеможливлює короткочасні зупинки й коливання вихідної потужності. Даний ефект долається введенням запасу реактивності в органах регулювання. Глибина й тривалість йодної ями залежать від потоку нейтронів Ф: при Ф = 5·10 нейтрон/(см²·сек) тривалість йодної ями ˜ 30 ч, а глубина в 2 рази перевищує стаціонарне змінення Кэф, визване отруєнням 135Xe.

Через отруєння можуть відбуватися просторово-тимчасові коливання нейтронного потоку Ф, а, отже, і потужності реактора. Ці коливання виникають при Ф > 1018 нейтронів/(см²·сек) и больших размерах реактора. Периоды колебаний ˜ 10 ч.

При розподілі ядер виникає велика кількість стабільних осколків, які різняться перетинами поглинання в порівнянні з перетином поглинання ізотопу, що ділиться. Концентрація осколків з більшим значенням перетину поглинання досягає насичення протягом декількох першої доби роботи реактора. Головним чином це 149Sm, що змінює Кэф на 1 %). Концентрація осколків з малим значенням перетину поглинання й внесена ними негативна реактивність зростають лінійно в часі.

Утвір трансуранових елементів у ядерному реакторі відбувається по наступних схемах:

235U + n → 236U + n → 237U →(7 доб)→ 237Np + n → 238Np →(2,1 доб)→ 238Pu

238U + n → 239U →(23 хв)→ 239Np →(2,3 доб)→ 239Pu (+уламки) + n → 240Pu + n → 241Pu (+уламки) + n → 242Pu + n → 243Pu →(5 год)→ 243Am + n → 244Am →(26 хв)→ 244Cm

Час між стрілками позначає період напіврозпаду, «+n» позначає поглинання нейтрона.

На початку роботи реактора відбувається лінійне нагромадження 239Pu, причому тем швидше ( при фіксованім вигорянні 235U), чим менше збагачення урану. Далі концентрація 239Pu прагне до постійної величини, яка не залежить від ступеня збагачення, а визначається відношенням перетинів захвата нейтронів 238U і 239Pu. Характерний час установлення рівноважної концентрації 239Pu ˜ 3/Ф років (Ф у ед. 1013 нейтронів/см²×сек). Ізотопи 240Pu, 241Pu досягають рівноважної концентрації тільки при повторнім спалюванні пального в ядерному реакторі після регенерації ядерного палива.

Вигоряння ядерного палива характеризують сумарною енергією, що виділився в реакторі на 1 палива. Ця величина становить:

˜ 10 Гвт·сут/т — реакторы на тяжёлой воде;

˜ 20-30 Гвт·сут/т — реакторы на слабообогащённом уране (2—3 % 235U);

до 100 Гвт·сут/т — реакторы на быстрых нейтронах.

Вигоряння 1 Гвт·сут/т відповідає сгоранню 0,1 % ядерного топлива.

У міру вигоряння палива реактивність реактора зменшується. Заміна вигорілого палива проводиться відразу із усієї активної зони або поступово, залишаючи в роботі Твели різних «віків».

У випадку повної заміни палива, реактор має надлишкову реактивність, яку потрібно компенсувати, тоді як у другому випадку компенсація потрібно тільки при першому пуску реактора. Безперервне перевантаження дозволяє підвищити глибину вигоряння, тому що реактивність реактора визначається середніми концентраціями ізотопів, що діляться.

Маса завантаженого палива перевершує масу вивантаженого за рахунок «ваги» енергії, що виділився. Після зупинки реактора, спочатку головним чином за рахунок розподілу запізнілими нейтронами, а потім, через 1-2 хв, за рахунок β- і γ-випромінювання осколків розподілу й трансуранових елементів, у паливі триває виділення енергії. Якщо реактор працював досить довго до моменту зупинки, то через 2 хв послу зупинки виділення енергії становить близько 3 %, через 1 год — 1 %, через добу — 0,4 %, через рік — 0,05 %.

Відношення кількості ізотопів, що діляться, Pu, що утворювалися в ядерному реакторі, до кількості вигорілого 235U називається коефіцієнтом конверсії KK. Величина KK збільшується при зменшенні збагачення й вигоряння. Для важководного реактора на природньому урані, при вигорянні 10 Гвт·сут/т KK = 0,55, а при небольших выгораниях (в этом случае KK называется начальным плутониевым коэффициентом) KK = 0,8. Если ядерный реактор сжигает и производит одни и те же изотопы (реактор-размножитель), то отношение скорости воспроизводства к скорости выгорания называется коэффициентом воспроизводства КВ. В ядерных реакторах на тепловых нейтронах КВ < 1, а для реакторов на быстрых нейтронах КВ может достигать 1,4-1,5. Рост КВ для реакторов на быстрых нейтронах объясняется главным образом тем, что, особенно в случае 239Pu, для быстрых нейтронов g растёт, а а падает.


Керування ядерним реактором

Ядерний реактор може працювати із заданою потужністю протягом тривалого часу тільки в тому випадку, якщо на початку роботи має запас реактивності. процеси, що протікають у реакторі, викликають погіршення властивостей, що розмножують, середовища, і без механізму відновлення реактивності реактор не зміг би працювати навіть малий час. Первісний запас реактивності створюється шляхом будівлі активної зони з розмірами, що значно перевершують критичні. Щоб реактор не ставав надкритичним, в активну зону вводяться речовини-поглиначі нейтронів. Поглиначі входять до складу матеріалу керуючих стрижнів, що переміщаються по відповідних до каналів в активній зоні. Причому якщо для регулювання досить усього декількох стрижнів, то для компенсації початкового надлишку реактивності число стрижнів може досягати сотні. стрижні, що компенсують, поступово виводяться з активної зони реактора, забезпечуючи критичний стан протягом усього часу його роботи. Компенсація вигоряння може також досягатися застосуванням спеціальних поглиначів, ефективність яких убуває при захвату ними нейтронів (Cd, В, рідкісноземельні елементи) або розчинів поглинаючих речовин у сповільнювачі.

Керування ядерним реактором спрощує той факт, що частина нейтронів при розподілі вилітає з осколків із запізнюванням, яке може скласти від 0,2 до 55 сек. Завдяки цьому, нейтронний потік і, відповідно, потужність змінюються досить плавно, даючи час на ухвалення рішення й зміна стану реактора ззовні.

Для керування ядерним реактором служить система керування(управління) й захисту (СУЗ). Органі СУЗ діляться на:

- Аварійн, що зменшують реактивність (, що вводять у реактор негативну реактивність) з появою аварійних сигналів;

- Автоматичні регулятори, що підтримують постійним нейтронний потік Ф ( тобто потужність на виході);

-, Що Компенсують, служать для компенсації отруєння, вигоряння, температурних ефектів.

У більшості випадків для керування реактором використовують стрижні, що вводяться в активну зону, виготовлені з матеріалів, що сильно поглинають нейтрони (Cd, У и ін.). Рух стрижнів управляється спеціальними механізмами, що працюють по сигналах приладів, чутливих до величини нейтронного потоку.

Робота органів СУЗ помітно спрощується для реакторів з негативним температурним коефіцієнтом реактивності (з ростом температури r зменшується).

На основі інформації про стан реактора, спеціальним обчислювальним комплексом формуються рекомендації операторові по зміні стану реактора, або, у певних межах, керування реактором проводиться без участі оператора.

На випадок непередбаченого катастрофічного розвитку ланцюгової реакції, у кожному реакторі передбачене екстрене припинення ланцюгової реакції, здійснюване скиданням в активну зону спеціальних аварійних стрижнів або стрижнів безпеки — система аварійного захисту.

__________________________________________________________________________


Реактор на теплових нейтронах— ядерний реактор, що використовує для підтримки ланцюгової ядерної реакції нейтрони теплової частини спектра енергії — «теплового спектра».

Активна зона реактора на теплових нейтронах складається зі сповільнювача, ядерного палива, теплоносія й конструкційних матеріалів. Більшість швидких нейтронів у такому реакторі вповільнюється до теплових енергій, а потім поглинається в активній зоні.

Для зменшення завантаження ядерного палива в реакторах на теплових нейтронах застосовують конструкційні матеріали з малим перетином радіаційного захвата нейтронів. До них ставляться алюміній, магній, цирконій і ін. Невеликі втрати нейтронів у сповільнювачі й конструкційних матеріалах дають можливість використовувати як ядерне паливо для реакторів на теплових нейтронах природний і слабозбагачений уран.

У потужних енергетичних реакторах не завжди вдається підібрати підходящі конструкційні матеріали з невеликим перетином поглинання. Тоді оболонки, канали й інші частини конструкції реакторів виготовляють із матеріалів, що інтенсивно поглинають нейтрони, таких, як нержавіюча сталь. Додаткові втрати теплових нейтронів у конструкційних матеріалах компенсуються використанням урану з високим збагаченням — до 10 %.

У реакторах на теплових нейтронах досить істотне поглинання нейтронів продуктами розподілу, для компенсації якого в активну зону перед початком кампанії додають певну масу ядерного палива. Ця добавка збільшується з ростом кампанії й питомої потужності реактора.

_____________________________________________________________________________


Реактор на швидких нейтронах



Реактор БН-350 в Актау

Реактор на швидких нейтронах — ядерний реактор, що використовує для підтримки ланцюгової ядерної реакції нейтрони з енергією > 105 еВ.

Принцип дії

В активну зону й відбивач реактора на швидких нейтронах входять в основному важкі матеріали. Сповільнювані ядра вводять в активну зону в складі ядерного палива (карбід урану UC, двоокис плутонію Puo2 та ін.) і теплоносія. Концентрацію сповільнювача в активній зоні прагнуть зменшити до мінімуму, тому що легкі ядра зм'якшують енергетичний спектр нейтронів. Перш ніж поглинутися, нейтрони розподілу встигають сповільнитися в результаті непружних зіткнень із важкими ядрами лише до енергій 0,1-0,4 Мев.

Перетин розподілу у швидкій області енергій не перевищує 2 барн. Тому для здійснення ланцюгової реакції на швидких нейтронах необхідна висока концентрація речовини, що ділиться, в активній зоні — у десятки раз більше концентрації речовини, що ділиться, в активній зоні реактора на теплових нейтронах. Незважаючи на це, проектування й будівництво дорогих реакторів на швидких нейтронах виправдано, тому що на кожний захват нейтрона в активній зоні такого реактора випускається в 1, 5 рази більше нейтронів розподілу, чим в активній зоні реактора на теплових нейтронах. Отже, для переробки ядерної сировини в реакторі на швидких нейтронах можна використовувати значно більшу частку нейтронів.Це головна причина, через якої проводять широкі дослідження в області застосування реакторів на швидких нейтронах.

Відбивач реакторів на швидких нейтронах виготовляють із важких матеріалів: 238U, 232Th. Вони повертають в активну зону швидкі нейтрони з енергіями вище 0,1 Мев. Нейтрони, захоплені ядрами 238U, 232Th, витрачаються на одержання ядер, що діляться, 239Pu і 233U.

Потужність реактора регулюється рухливими тепловиділяючими складаннями, Твелами зі стрижнями із природного урану або тория. У невеликих реакторах більш ефективний як регулятор рухливий відбивач: ходом ланцюгової реакції управляють, змінюючи витік нейтронів. Якщо шар відбивача видаляти з реактора, то витік нейтронів збільшується, внаслідок чого гальмується розвиток ланцюгового процесу, і навпаки. Найбільш ефективні рухливі шари відбивача на границі з активною зоною.

Вибір конструкційних матеріалів для реакторів на швидких нейтронах практично не обмежується перетином поглинання, тому що ці перетини в області швидких енергій у всіх речовин дуже малі в порівнянні з перетином розподілу. По цій же причині захват нейтронів продуктами розподілу мало впливає на завантаження ядерного палива в реактор.

У комерційних проектах реакторів на швидких нейтронах як правило використовується рідкометалевий теплоносій. Звичайно це або розплав натрію або свинцево-вісмутова суміш, рідше застосовуються розплави солей (фториди урану).

Експериментальні реактори на швидких нейтронах з'явилися в 1950-ті роки, в 80-ті роки роботи зі створення промислових реакторів на швидких нейтронах активно велися в США, СРСР і ряді європейських країн. До початку 1990-х більшість цих проектів була припинена через ризик аварій і високих експлуатаційних витрат.

У цей час у промисловому режимі працюють два реактори на швидких нейтронах (у Росії й Франції), інтерес до цього напрямку проявляють азіатські країни (Індія, Японія, Китай, Південна Корея). В Індії ведеться будівництво демонстраційного швидкого натрієвого реактора PBFR-500 потужністю 500 Мвт(ел.), пуск якого намічений на 2010-2011 роки. На наступному етапі Індія планує побудувати малу серію із чотирьох швидких реакторів тієї ж потужності.

__________________________________________________________________________

Реактор на проміжних нейтронах — ядерний реактор, що використовує для підтримки ланцюгової ядерної реакції нейтрони з енергією 0,025 – 1000 еВ.

Концентрація речовин, що діляться, в активній зоні реактора на проміжних нейтронах така, що швидкі нейтрони перед поглинанням уповільнюються до енергії 1-1000 еВ. Наприклад, відношення ядер берилія й 235U у таких реакторах лежить у межах від 150 до 250.

Енергетичні реактори на проміжних нейтронах застосовують порівняно рідко із двох причин. По-перше, у них високе завантаження ядерного палива в порівнянні з реакторами на теплових нейтронах. По-друге, в активній зоні такого реактора на один захват нейтрона випускається не більш 1,5-2,0 нейтронів. Тому в реакторах на проміжних нейтронах неможливо здійснити розширене відтворення ядерного палива, як у реакторі-розмножувачі на швидких нейтронах.

Реактори на проміжних нейтронах використовують як дослідницькі реактори, тому що в них вдається одержати дуже високу щільність потоку нейтронів. Наприклад, максимальна щільність потоку нейтронів у реакторі СМ-2, побудованому в СРСР дорівнює 3,3·10 нейтр./(м2·с)).

__________________________________________________________________________

Реактор зі змішаним спектром — реактор, у якому спектр нейтронів сильно різниться в різних частинах реактора. У цьому випадку однозначна класифікація реактора скрутна. Найбільш перспективний варіант реактора зі змішаним спектром — це реактор на теплових нейтронах із Твелами досить великого діаметра. У реакторі з такою геометрією усередині Твелів спектр нейтронів відповідає реактору на швидких нейтронах, а нейтронне поле в цілому — реактору на теплових нейтронах. У реакторі з такою геометрією регенерація палива відбувається на швидких нейтронах, що дозволяє збільшити коефіцієнт регенерації ядерного палива. Разом з тим система керування в такого реактора не відрізняється від системи керування звичайного реактора на теплових нейтронах.

Недоліком такої конструкції є труднощі тепловідбору із Твелів великого діаметра (десятки сантиметрів). Практичних реалізацій у цей час немає.

___________________________________________________________________________