Принципы классификации энергоустановок. Классы, подклассы, группы, подгруппы.
Классификация энергоустановок
ЧАСТЬ ВТОРАЯ
ЭНЕРГОУСТАНОВКИ,
РАБОТАЮЩИЕ НА
СВОБОДНОЙ ЭНЕРГИИ
Класс – определяется по основному процессу и виду исходной (потребляемой) энергии.
Подкласс – определяется по характерным особенностям и принятым (привычным) наименованиям.
Группа – определяется по виду производимой (вырабатываемой) энергии.
Подгруппа – определяет тип установки по конструктивным отличиям.
В зависимости от специфических особенностей и состояния разработок указанное деление не всегда точно может соблюдаться. Основных классов – восемь:
1- термические энергоустановки: в них основной процесс энерговыделения – фазовый переход высшего рода (ФПВР), то есть – частичное или полное расщепление атомов на элементарные частицы – электрино и электроны. Исходная энергия – это потенциальная энергия связи элементарных частиц в атоме – энергия, аккумулированная в веществе.
2- природные энергоустановки, то есть установки, использующие энергию природных явлений непосредственно.
3- кориолисовые энергоустановки – основной процесс производства энергии связан с самораскруткой ротора кориолисовыми силами. Исходная энергия радиального потока вещества может быть различной: гидравлическая, химическая, магнитная,...
4- электромагнитные энергоустановки – основной процесс – преобразование потоков электрино в различные виды энергии: механическую, тепловую, электрическую.
5- виброрезонансные энергоустановки – основной процесс – энергообмен рабочего тела в условиях резонанса колебаний. Исходной является энергия внешней среды, в частности, молекул атмосферного воздуха.
6- эфирные энергоустановки – основной процесс – направленное сгущение эфира, в частности, электринного газа. Исходная энергия – эфира.
7- аккумуляторные энергоустановки – основной процесс – аккумуляция энергии (электрической, химической, тепловой,...) и отдача ее при разряде аккумулятора.
8- комбинированные энергоустановки – установки с несколькими разнотипными процессами энерговыделения, которые затруднительно отнести к одному из указанных классов.
В этот класс входят все традиционные энергоустановки на органическом топливе, ядерные, водородные и новые установки естественной энергетики.
К традиционным относятся: двигатели внутреннего и внешнего сгорания, газо- и паротурбинные установки, а также различные тепловые, котельные установки.
К ядерным относятся современные атомные электро- и теплостанции, на которых процесс энерговыделения идет с полным распадом радиоактивных веществ.
Водородные энергоустановки используют водород, который в реакции с кислородом дает воду.
Перечисленные энергоустановки достаточно известны и по ним имеется много технической литературы, поэтому нет необходимости их подробно описывать.
Следует подчеркнуть, что в них используются ограниченные природные ресурсы: уголь, нефть, газ, уран..., не восполняемые природой так быстро, как они расходуются. Для этих установок характерна ущербная экология, пагубная для человечества.
Установки естественной энергетики /1/ свободны от указанных недостатков, так как используют только частичный, щадящий, распад вещества (воздух, вода) без изменения химических свойств вследствие малого дефекта массы порядка 10 -6 %, который восполняется в природных условиях.
Термоядерные энергоустановки, по которым разработки ведутся уже несколько десятилетий с нулевым результатом, в классификацию не попали, так как в соответствии с современной теорией /1,2/ они неработоспособны.
Федеральное агентство по образованию
ГОУ ВПО “Поморский государственный университет им. М.В.Ломоносова”
Факультет технологии и предпринимательства
План-конспект урока
по теме: “Атомная электростанция”.
Архангельск 2010
План конспект урока
Тема урока. Атомные электростанции.
Цели урока:
1) Обучающая:
Познакомить с общими сведениями об атомных электростанциях;
Раскрыть основное значение отдельных элементов устройства атомных электростанций;
Ознакомить с выгодными местами расположения атомных электростанций;
Рассказать о достоинствах и недостатках атомных электростанциях;
Ознакомить учащихся с последними данными о строительстве атомных электростанциях в Архангельской области.
2) Воспитательная:
Воспитать внимательность, усидчивость, аккуратность.
3) Развивающая:
Формирование познавательного интереса к предмету;
Развить произвольное внимание, зрительную память, конструктивное мышление.
Тип урока: лекция с использованием средств мультимедийных технологий.
Учебные пособия, принадлежности и материалы: структурная схема атомной электростанции.
Для учителя – учебник; учебные таблицы и мел для работы на доске, оборудование для показа мультимедиа.
Для учащегося – учебник, тетрадь в клетку, рабочая тетрадь.
Ход урока
Организационная часть – 2 минуты
Приветствие;
Проверка готовности к уроку;
Проверка явки учащихся.
Сообщение темы, целей урока – 3 минуты
Обращая внимание учащихся на доску, учитель вслух проговаривает написанное и просит их тему урока записать у себя в ученическую тетрадь.
Повторение ранее пройденного материала по теме «Получение электроэнергии» - 5 минут
С целью экономии времени на лекции закрепление изученного материала с учащимися лучше всего проводить с помощью метода фронтального опроса. Однако могут быть использованы и другие формы и методы актуализации знаний учащихся.
Учащимся предлагается ответить на вопросы:
Способы применения электроэнергии?
Типы генераторов?
ЛЭП – линии электропередач;
На каких электростанциях вырабатывается электроэнергия?
Радиоизотопные источники энергии.
Изучение нового материала – 25 минут
Включение мультимедиа, сделанной в MS Power Point, перед учащимися.
Атомная электростанция (АЭС) - комплекс технических сооружений, предназначенных для выработки электрической энергии путём использования энергии, выделяемой при контролируемой ядерной реакции (слайд №1).
История.
Во второй половине 40-х гг., еще до окончания работ по созданию первой атомной бомбы (ее испытание, как известно, состоялось 29 августа 1949 года), советские ученые приступили к разработке первых проектов мирного использования атомной энергии, генеральным направлением которого сразу же стала электроэнергетика.
В 1948 г. по предложению И.В. Курчатова и в соответствии с заданием партии и правительства начались первые работы по практическому применению энергии атома для получения электроэнергии.
В мае 1950 года близ поселка Обнинское Калужской области начались работы по строительству первой в мире АЭС.
Первая в мире атомная электростанция мощностью 5 МВт была запущена 27 июня 1954 года в СССР, в городе Обнинск, расположенном в Калужской области (слайд №2).
29 апреля 2002 г., в 11 ч. 31 м. по московскому времени был навсегда заглушен реактор первой в мире АЭС в Обнинске. Как сообщила пресс-служба Минатома России, станция была остановлена исключительно по экономическим соображениям, поскольку “поддержание ее в безопасном состоянии с каждым годом становилось все дороже и дороже”.
Первая в мире атомная электростанция с реактором АМ-1 (Атом мирный) мощностью 5 МВт дала промышленный ток 27 июня 1954 г. и открыла дорогу использованию атомной энергии в мирных целях, успешно проработав почти 48 лет.
В 1958 была введена в эксплуатацию 1-я очередь Сибирской АЭС мощностью 100 МВт (полная проектная мощность 600 МВт). В том же году развернулось строительство Белоярской промышленной АЭС, а 26 апреля 1964 генератор 1-й очереди дал ток потребителям. В сентябре 1964 был пущен 1-й блок Нововоронежской АЭС мощностью 210 МВт. Второй блок мощностью 350 МВт запущен в декабре 1969. В 1973 г. запущена Ленинградская АЭС.
За пределами СССР первая АЭС промышленного назначения мощностью 46 МВт была введена в эксплуатацию в 1956 в Колдер-Холле (Великобритания). Через год вступила в строй АЭС мощностью 60 МВт в Шиппингпорте (США).
На начало 2004 года в мире действовал 441 энергетический ядерный реактор, российское ОАО «ТВЭЛ» поставляет топливо для 75 из них.
Крупнейшая АЭС в Европе - Запорожская АЭС . Энергодар (Запорожская область, Украина), строительство которой начато в 1980 г. и на середину 2008 г. работают 6 атомных реактора суммарной мощностью 5,7 ГигаВатт.
Классификация.
По типу реакторов.
Атомные электростанции классифицируются в соответствии с установленными на них реакторами:
Реакторы на тепловых нейтронах, использующие специальные замедлители для увеличения вероятности поглощения нейтрона ядрами атомов топлива;
Реакторы на лёгкой воде. Легководный реактор - ядерный реактор, в котором для замедления нейтронов и/или в качестве теплоносителя используется обычная вода H3O. Обычная вода, в отличие от тяжёлой воды, не только замедляет, но и в значительной степени поглощает нейтроны (по реакции 1H + n = ²D).;
Графитовые реакторы;
Реакторы на тяжёлой воде. Тяжеловодный ядерный реактор - ядерный реактор, который в качестве теплоносителя и замедлителя использует D2O - тяжёлую воду. Из-за того, что дейтерий имеет меньшее сечение поглощения нейтронов, чем лёгкий водород, такие реакторы имеют улучшенный нейтронный баланс, что позволяет использовать в качестве топлива природный уран в энергетических реакторах или употребить «лишние» нейтроны для наработки изотопов в т. н. «промышленных»;
Реакторы на быстрых нейтронах - ядерный реактор, использующий для поддержания цепной ядерной реакции нейтроны с энергией > 105 эВ. ;
Субкритические реакторы, использующие внешние источники нейтронов;
Термоядерные реакторы. Управляемый термоядерный синтез (УТС) - синтез более тяжёлых атомных ядер из более лёгких с целью получения энергии, который, в отличие от взрывного термоядерного синтеза (используемого в термоядерном оружии), носит управляемый характер.
По виду отпускаемой энергии.
Атомные станции по виду отпускаемой энергии можно разделить на:
Атомные электростанции (АЭС), предназначенные для выработки только электроэнергии;
Атомные теплоэлектроцентрали (АТЭЦ), вырабатывающие как электроэнергию, так и тепловую энергию;
Атомные станции теплоснабжения (АСТ), вырабатывающие только тепловую энергию;
Однако на всех атомных станциях России есть теплофикационные установки, предназначенные для подогрева сетевой воды.
3.3. Основные элементы АЭС
Один из основных элементов АЭС - реактор. Во многих странах мира, используют в основном ядерные реакции расщепления урана U-235 под действием тепловых нейтронов. Для их осуществления в реакторе, кроме топлива (U-235), должен быть замедлитель нейтронов и, естественно, теплоноситель, отводящий тепло из реактора. В реакторах типа ВВЭР (водо-водяной энергетический) в качестве замедлителя и теплоносителя используется обычная вода под давлением. В реакторах типа РБМК (реактор большой мощности канальный) в качестве теплоносителя используется вода, а в качестве замедлителя - графит. Оба эти реактора находили в прежние годы широкое применение на АЭС в электроэнергетике.
К реактору и обслуживающим его системам относятся: собственно реактор с биологической защитой, теплообменники, насосы или газодувные установки, осуществляющие циркуляцию теплоносителя; трубопроводы и арматура циркуляционного контура; устройства для перезагрузки ядерного горючего; системы спец. вентиляции, аварийного расхолаживания и др.
Перспективными являются АЭС с реакторами на быстрых нейтронах (БН), которые могут использоваться для получения тепла и электроэнергии, а также и для воспроизводства ядерного горючего. Технологическая схема энергоблока такой АЭС представлена на рисунке. Реактор типа БН имеет активную зону, где происходит ядерная реакция с выделением потока быстрых нейтронов. Эти нейтроны воздействуют на элементы из U-238, который обычно в ядерных реакциях не используется, и превращают его в плутоний Рu-239, который может быть впоследствии использован на АЭС в качестве ядерного горючего. Тепло ядерной реакции отводится жидким натрием и используется для выработки электроэнергии.
Принципиальная технологическая схема АЭС с реактором типа БН:
а - принцип выполнения активной зоны реактора;
б - технологическая схема:
1 - реактор; 2 – парогенератор; 3 - турбина; 4 - генератор; 5 - трансформатор; 6-конденсатор турбины; 7 - конденсатный (питательный) насос; 8 - теплообменник натриевых контуров; 9 - насос нерадиоактивного натрия; 10 - насос радиоактивного натрия (слайд №3,4).
АЭС не имеют выбросов дымовых газов и не имеют отходов в виде золы и шлаков. Однако удельные тепловыделения в охлаждающую воду у АЭС больше, чем у ТЭС, вследствие большего удельного расхода пара, а, следовательно, и больших удельных расходов охлаждающей воды. Поэтому на большинстве новых АЭС предусматривается установка градирен, в которых теплота от охлаждающей воды отводится в атмосферу.
Важной особенностью возможного воздействия АЭС на окружающую среду является необходимость захоронения радиоактивных отходов. Это делается в специальных могильниках, которые исключают возможность воздействия радиации на людей. Чтобы избежать влияния возможных радиоактивных выбросов АЭС на людей при авариях, применены специальные меры по повышению надежности оборудования (дублирование систем безопасности и др.), а вокруг станции создается санитарно-защитная зона.
3.4. Принцип действия
Схема работы атомной электростанции на двухконтурном водо-водяном энергетическом реакторе (ВВЭР) (слайд №5).
На рисунке показана схема работы атомной электростанции с двухконтурным водо-водяным энергетическим реактором. Энергия, выделяемая в активной зоне реактора, передаётся теплоносителю первого контура. Далее теплоноситель подаётся насосами в теплообменник (парогенератор), где нагревает до кипения воду второго контура. Полученный при этом пар поступает в турбины, вращающие электрогенераторы. На выходе из турбин пар поступает в конденсатор, где охлаждается большим количеством воды, поступающим из водохранилища.
Компенсатор давления представляет собой довольно сложную и громоздкую конструкцию, которая служит для выравнивания колебаний давления в контуре во время работы реактора, возникающих за счёт теплового расширения теплоносителя. Давление в 1-м контуре может доходить до 160 атмосфер (ВВЭР-1000).
Помимо воды, в различных реакторах в качестве теплоносителя может применяться также расплавленный натрий или газ. Использование натрия позволяет упростить конструкцию оболочки активной зоны реактора (в отличие от водяного контура, давление в натриевом контуре не превышает атмосферное), избавиться от компенсатора давления, но создаёт свои трудности, связанные с повышенной химической активностью этого металла.
Общее количество контуров может меняться для различных реакторов, схема на рисунке приведена для реакторов типа ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический Реактор). Реакторы типа РБМК (Реактор Большой Мощности Канального типа) использует один водяной контур, а реакторы БН (реактор на Быстрых Нейтронах) - два натриевых и один водяной контуры.
В случае невозможности использования большого количества воды для конденсации пара, вместо использования водохранилища, вода может охлаждаться в специальных охладительных башнях (градирнях), которые благодаря своим размерам обычно являются самой заметной частью атомной электростанции.
3.5. Достоинства и недостатки.
Достоинства атомных станций:
Отсутствие вредных выбросов;
Выбросы радиоактивных веществ в несколько раз меньше угольной эл. станции аналогичной мощности (зола угольных ТЭС содержит процент урана и тория, достаточный для их выгодного извлечения);
Небольшой объём используемого топлива и возможность его повторного использования после переработки;
Высокая мощность: 1000-1600 МВт на энергоблок;
Низкая себестоимость энергии, особенно тепловой.
Недостатки атомных станций:
Облучённое топливо опасно, требует сложных и дорогих мер по переработке и хранению;
Нежелателен режим работы с переменной мощностью для реакторов, работающих на тепловых нейтронах;
Последствия возможного инцидента крайне тяжелые, хотя его вероятность достаточно низкая;
Большие капитальные вложения, как удельные, на 1 МВт установленной мощности для блоков мощностью менее 700-800 МВт, так и общие, необходимые для постройки станции, её инфраструктуры, а также в случае возможной ликвидации.
Атомные станции России.
В настоящее время в Российской Федерации на 10 действующих АЭС эксплуатируется 31 энергоблок общей мощностью 23243 МВт, из них 15 реакторов с водой под давлением - 9 ВВЭР-440, 15 канальных кипящих реакторов - 11 РБМК-1000 и 4 ЭГП-6, 1 реактор на быстрых нейтронах.
В разработках проекта Энергетической стратегии России на период до 2030 г. предусмотрено увеличение производства электроэнергии на атомных электростанциях в 4 раза.
3.7. Проект атомной станции повышенной безопасности АЭС-92.
Проект создавался в рамках государственной программы "Экологически чистая энергетика". В нем были учтены отечественный опыт создания и эксплуатации предыдущего образца реакторной установки (В-320) на Запорожской, Балаковской, Южно-Украинской и Калининской АЭС и последние мировые достижения в области проектирования и эксплуатации АЭС. Принятые технические решения позволяют по международной классификации отнести АЭС-92 к атомным станциям III поколения. Это означает, что такая АЭС обладает наиболее совершенной технологией по обеспечению безопасности применительно к современным эволюционным реакторам легководного типа. При разработке проекта атомной электростанции проектировщики ориентировались на максимальное снижение роли человеческого фактора (слайд №6).
Реализация такой концепции осуществлялась по двум направлениям. Во-первых, в проект включены пассивные системы безопасности. Под этим термином понимаются системы, работающие практически без подвода энергии извне и не требующие вмешательства оператора. Во-вторых, была принята концепция двойного назначения активных систем безопасности, что значительно уменьшает вероятность необнаруженных отказов.
Главное достоинство проекта АЭС-92 состоит в том, что основные функции безопасности выполняются независимо друг от друга двумя различными по принципу работы системами. Наличие двойной защитной оболочки (контайнмента) в случае необходимости предотвращает выход наружу радиоактивных продуктов и обеспечивает защиту реактора от таких внешний воздействий, как взрывная волна или падение самолета. Все это в совокупности с увеличением надежности систем, снижением вероятности отказа и уменьшением роли человеческого фактора повышает уровень безопасности АЭС.
3.8. Проект плавучей атомной электростанции в Северодвинске.
Проект первой в мире плавучей атомной электростанции стартовал. Россия начала строительство ПАЭС в Северодвинске на судостроительном заводе компании "Севмаша" – единственной верфи в стране, способной выполнить такую задачу. ПАЭС будет носить имя Михаила Ломоносова. Планируется создать флотилию из семи плавучих атомных станций для обеспечения электроэнергией и пресной водой северных районов России и островных государств Тихоокеанского региона, а также еще дюжины стран, ранее проявивших интерес к идее российских атомщиков.
"Мы сегодня подписываем соглашение о строительстве серии из шести энергоблоков плавучих АЭС. Спрос на них есть не только в России, но и в Азиатско-Тихоокеанском регионе, где они могут использоваться для опреснения воды", - говорит Кириенко. Первый блок будет своего рода пилотным проектом. Он заложен на основе реактора малой мощности КЛТ40С, что, впрочем, не помешает ему обеспечить энергией весь "Севмаш" и, сверх того, удовлетворить спрос ряда зарубежных компаний. Реакторные установки поручено изготовить Опытному конструкторскому бюро машиностроения им. Африкантова, финансирование проекта на 80% осуществит Росатом, остальное берет на себя "Севмаш".
Стоимость всего проекта условно обозначается на уровне $200 млн, притом что срок окупаемости АЭС, по прогнозам экспертов, составит не более семи лет. Для того чтобы представить себе масштабы затрат, достаточно привести несколько цифр, характеризующих, скажем так, разные измерения финансового пространства, в котором реализуется проект. Итак, в 2007 г. на строительство ПАЭС будет выделено 2 миллиарда 609 миллионов рублей. Пилотный блок планируется запустить не позже чем через 3,8 года. Каждая станция сможет работать 12-15 лет без перезагрузки топлива. Услугами мобильной "подзарядки" будут не прочь попользоваться как минимум 12 стран, в той или иной степени испытывающих дефицит электроэнергии. Почти четыре года 25 тысяч человек, работающих на северодвинской верфи, будут трудиться над первой ПАЭС.
Новые сведения на эту тему:
Госкорпорация «Росатом» согласовала с правительством вопрос о переносе площадки для строительства плавучей АЭС «Академик Ломоносов» с «Севмаша» (Северодвинск, Архангельская область) на «Балтийский завод» (Санкт-Петербург), сообщает пресс-служба концерна «Росэнергоатом».
«Решение вызвано значительной загрузкой предприятия и необходимостью сосредоточения его усилий на государственном оборонном заказе», - отмечается в сообщении.
Как уточняется в пресс-релизе, у «Севмаша» будут отозваны договоры генерального подряда строительства атомной станции малой мощности и изготовления и поставки плавучего энергоблока. Весь объем незавершенного строительства и неосвоенные денежные средства возвратят заказчику - «Росэнергоатому».
Ранее сообщалось, что завершить строительство первой в РФ плавучей АЭС «Севмашпредприятие» должно было в 2010 году. Стоимость контракта составляет $200 млн. Предполагалось, что финансирование проекта на 80% осуществляется из средств «Росэнергатома», еще 20% - «Севмаш». Ввести АЭС в эксплуатацию планировалось в 2011 году.
«Балтийский завод» - крупнейшая в России судостроительная компания. «Объединенная промышленная корпорация», контролирующая завод, управляет активами общей стоимостью около 9 млрд. евро.
Судостроительный комплекс «Севмаш» является крупнейшей верфью РФ по строительству атомных подводных лодок для российского ВМФ. Однако в последние годы предприятие испытывает сложности с финансированием, что негативно влияет на выполнение имеющихся заказов. Поэтому не исключено, что решение о перепрофилировании заказа на строительство плавучей АЭС вызвано, в том числе, и ситуацией на «Севмаше» (слайд№7).
Обобщение и закрепление знаний – 5 мин.
Изученный материал учитель может закрепить методом фронтального опроса учащихся. Для этих целей им могут быть использованы, например, такие вопросы:
Что такое АЭС?
(Атомная электростанция (АЭС) - комплекс технических сооружений, предназначенных для выработки электрической энергии путём использования энергии, выделяемой при контролируемой ядерной реакции);
В каком году и в каком городе была запущена первая АЭС?
(В 1954 году в г. Обнинск);
Какие существуют типы реакторов?
(Реакторы на тепловых нейтронах; на легкой воде; графитовые реакторы; реакторы на тяжелой воде; ректоры на быстрых нейтронах; субкритические реакторы; термоядерные реакторы);
Что такое ПАЭС?
(Плавучая атомная электростанция)
Подведение итогов урока – 5 минут
Общая характеристика учебной деятельности учащихся, сообщение учителя о достижении целей урока; выявление недостатков и пути их устранения. Напоминание дежурным об их обязанностях. Учитель благодарит учащихся за учебно-познавательную деятельность, заканчивает урок.
Список используемой литературы:
http://ru.wikipedia.org/wiki/АЭС ;
http://www.ippe.ru/rpr/rpr.php
http://www.posternazakaz.ru/shop/category/570/82/
http://slovari.yandex.ru/dict/bse/article/00005/16200.htm
http://dic.academic.ru/dic.nsf/bse/65911/Атомная
http://forca.ru/info/spravka/aes.html
http://gelz.net/docs/news_every_day/plavajushhaja_ajes.html
http://www.gubernia.ru/index.php?option=com_content&task=view&id=368
Реакторы классифицируют по уровню энергии нейтронов, участвующих в реакции деления, по принципу размещения топлива и замедлителя, целевому назначению, виду замедлителя и теплоносителя и их физическому состоянию.
Ядерные реакторы делятся на несколько групп:
1) В зависимости от средней энергии спектра нейтронов - на быстрые, промежуточные и тепловые;
2) По конструктивным особенностям активной зоны - на корпусные и канальные;
3) По типу теплоносителя - водяные, тяжеловодные, натриевые;
4) По типу замедлителя - на водяные, графитовые, тяжеловодные и др.
Для энергетических целей, для производства электроэнергии применяются:
1) Водоводяные реакторы с некипящей или кипящей водой под давлением,
2) Уран-графитовые реакторы с кипящей водой или охлаждаемые углекислым газом,
3) Тяжеловодные канальные реакторы и др.
В будущем будут широко применяться реакторы на быстрых нейтронах, охлаждаемые жидкими металлами (натрий и др.); в которых принципиально реализуем режим воспроизводства топлива, т.е. создания количества делящихся изотопов плутония Pu-239 превышающего количество расходуемых изотопов урана U-235. Параметр, характеризующий воспроизводство топлива называется плутониевым коэффициентом. Он показывает, сколько актов атомов Pu-239 создается при реакциях захвата нейтронов в U-238 на один атом U-235, захватившего нейтрон и претерпевшего деление.
В реакторе на тепловых нейтронах большая часть деления ядер происходит при поглощении ядрами делящихся изотопов тепловых нейтронов. Реакторы, в которых деление ядер производится в основном нейтронами с энергией больше 0,5 МэВ, называются реакторами на быстрых нейтронах. Реакторы, в которых большинство делений происходит в результате поглощения ядрами делящихся изотопов промежуточных нейтронов, называются реакторами на промежуточных (резонансных) нейтронах.
В настоящее время наибольшее распространение получили реакторы на тепловых нейтронах. Для тепловых реакторов характерны концентрации ядерного топлива 235 U в активной зоне от 1 до 100 кг/м 3 и наличие больших масс замедлителя. Для реактора на быстрых нейтронах характерны концентрации ядерного топлива 235 U или 239 U порядка 1000 кг/м 3 и отсутствие замедлителя в активной зоне.
В реакторах на промежуточных нейтронах в активной зоне замедлителя очень мало, и концентрация ядерного топлива 235 U в ней от 100 до 1000 кг/м 3 .
В реакторах на тепловых нейтронах деление ядер топлива происходит также при захвате ядром быстрых нейтронов, но вероятность этого процесса незначительна (1 - 3 %). Необходимость замедлителя нейтронов вызывается тем, что эффективные сечения деления ядер топлива намного больше при малых значениях энергии нейтронов, чем при больших.
В активной зоне теплового реактора должен находиться замедлитель - вещество, ядра которого имеют малое массовое число. В качестве замедлителя применяют графит, тяжелую или легкую воду, бериллий, органические жидкости. Тепловой реактор может работать даже на естественном уране, если замедлителем служит тяжелая вода или графит. При других замедлителях необходимо использовать обогащенный уран. От степени обогащения топлива зависят необходимые критические размеры реактора, с увеличением степени обогащения они меньше. Существенным недостатком реакторов на тепловых нейтронах является потеря медленных нейтронов в результате захвата их замедлителем, теплоносителем, конструкционными материалами и продуктами деления. Поэтому в таких реакторах в качестве замедлителя, теплоносителя и конструкционных материалов необходимо использовать вещества с малыми сечениями захвата медленных нейтронов.
Тремя обязательными элементами для реакторов на тепловых нейтронах являются тепловыделитель, замедлитель и теплоноситель. На данном рисунке представлена типичная схема активной зоны.
Через реактор с помощью насосов (называемых циркуляционными) прокачивается теплоноситель, поступающий потом или на турбину (в РБМК) или в теплообменник (в остальных типах реакторов). Нагретый теплоноситель теплообменника поступает на турбину, где теряет часть своей энергии на выработку электричества. Из турбины теплоноситель поступает в конденсатор для пара, чтобы в реактор поступал теплоноситель с нужными для оптимальной работы параметрами. Также в реакторе имеется система управления им, которая состоит из набора стержней диаметром в несколько сантиметров и длиной, сопоставимой с высотой активной зоны, состоящих из высокопоглощающего нейтроны материала, обычно из соединений бора. Стержни располагаются в специальных каналах и могут быть подняты или опущены в реактор. В поднятом состоянии они способствуют разгону реактора, в опущенном - заглушают его. Приводы стержней регулируются независимо друг от друга, поэтому с их помощью можно конфигурировать активность реакции в различных частях активной зоны.
Особенность ядерного реактора состоит в том, что 94% энергии деления превращается в теплоту мгновенно, т.е. за время, в течение которого мощность реактора или плотность материалов в нем не успевает заметно измениться. Поэтому при изменении мощности реактора тепловыделение следует без запаздывания за процессом деления топлива.
Однако при выключении реактора, когда скорость деления уменьшается более чем в десятки раз, в нем остаются источники запаздывающего тепловыделения (гамма - и бета-излучение продуктов деления), которые становятся преобладающими. Остаточное тепловыделение после прекращения реакции деления требует отвода теплоты в течение длительного времени после остановки реактора. Хотя мощность остаточного тепловыделения значительно меньше номинальной, циркуляция теплоносителя через реактор должна обеспечиваться очень надежно, так как остаточное тепловыделение регулировать нельзя. Удаление теплоносителя из работавшего некоторое время реактора категорически запрещено во избежание перегрева и повреждения тепловыделяющих элементов.
В реакторах на промежуточных нейтронах , в которых большинство актов деления вызывается нейтронами с энергией, выше тепловой (от 1 эВ до 100 кэВ), масса замедлителя меньше, чем в тепловых реакторах. Особенность работы такого реактора состоит в том, что сечение деления топлива с ростом деления нейтронов в промежуточной области уменьшается слабее, чем сечение поглощения конструкционных материалов и продуктов деления. Таким образом, растет вероятность актов деления по сравнению с актами поглощения. Требования к нейтронным характеристикам конструкционных материалов менее жесткие, их диапазон шире. Следовательно, активная зона реактора на промежуточных нейтронах может быть изготовлена из более прочных материалов, что дает возможность повысить удельный теплосъем с поверхности нагрева реактора. Обогащение топлива делящимся изотопом в промежуточных реакторах вследствие уменьшения сечения должно быть выше, чем в тепловых. Воспроизводство ядерного топлива в реакторах на промежуточных нейтронах больше, чем в реакторе на тепловых нейтронах.
В качестве теплоносителей в промежуточных реакторах используется вещество, слабо замедляющие нейтроны. Например, жидкие металлы. Замедлителем служит графит, бериллий и т.д.
В активной зоне реактора на быстрых нейтронах размещаются твэлы с высокообогащенным топливом. Активная зона окружается зоной воспроизводства, состоящей из твэлов, содержащих топливное сырье (обедненный уран, торий). Вылетающие из активной зоны нейтроны захватываются в зоне воспроизводства ядрами топливного сырья, в результате образуется новое ядерное топливо. Особым достоинством быстрых реакторов является возможность организации в них расширенного воспроизводство ядерного топлива, т.е. одновременно с выработкой энергии производить вместо выгоревшего ядерного топлива новое. Для быстрых реакторов не требуется замедлитель, а теплоноситель не должен замедлять нейтроны.
В зависимости от способа размещения топлива в активной зоне реакторы делятся на гомогенные и гетерогенные.
В гомогенном реакторе ядерное топливо, теплоноситель и замедлитель (если они есть) тщательно перемешаны и находятся в одном физическом состоянии, т.е. активная зона полностью гомогенного реактора представляет жидкую, твердую или газообразную однородную смесь ядерного топлива, теплоносителя или замедлителя. Гомогенные реакторы могут быть как на тепловых, так и на быстрых нейтронах. В таком реакторе вся активная зона находится внутри стального сферического корпуса и представляет жидкую однородную смесь горючего и замедлителя в виде раствора или жидкого сплава (например, раствор уранилсульфата в воде, раствор урана в жидком висмуте), который одновременно выполняет и функцию теплоносителя.
Ядерная реакция деления происходит в топливном растворе, находящемся внутри сферического корпуса реактора, в результате температура раствора повышается. Горючий раствор из реактора поступает в теплообменник, где отдает теплоту воде второго контура, охлаждается и циркулярным насосом направляется опять в реактор. Для того чтобы ядерная реакция не произошла вне реактора, объемы трубопроводов контура, теплообменника и насоса подобраны так, чтобы объем горючего, находящегося на каждом участке контура, были намного ниже критического. Гомогенные реакторы имеют ряд преимуществ по сравнению с гетерогенными. Это несложная конструкция активной зоны и минимальные ее размеры, возможность в процессе работы без остановки реактора непрерывно удалять продукты деления и добавлять свежее ядерное топливо, простота приготовления горючего, а также то, что управлять реактором можно, изменяя концентрацию ядерного топлива.
Однако гомогенные реакторы имеют и серьезные недостатки. Гомогенная смесь, циркулирующая по контуру, испускает сильное радиоактивное излучение, что требует дополнительной защиты и усложняет управление реактором. Только часть топлива находится в реакторе и служит для выработки энергии, а другая часть - во внешних трубопроводах, теплообменниках и насосах. Циркулирующая смесь вызывает сильную коррозию и эрозию систем и устройств реактора и контура. Образование в гомогенном реакторе в результате радиолиза воды взрывоопасной гремучей смеси требует устройств для ее дожигания. Все это привело к тому, что гомогенные реакторы не получили широкого распространения.
В гетерогенном реакторе топливо в виде блоков размещено в замедлителе, т.е. топливо и замедлитель пространственно разделены.
В настоящее время для энергетических целей проектируют только гетерогенные реакторы. Ядерное топливо в таком реакторе может использоваться в газообразном, жидком и твердом состояниях. Однако сейчас гетерогенные реакторы работают только на твердом топливе.
В зависимости от замедляющего вещества гетерогенные реакторы делятся на графитовые, легководяные, тяжеловодные и органические. По виду теплоносителя гетерогенные реакторы бывают легководяные, тяжеловодные, газовые и жидкометаллические. Жидкие теплоносители внутри реактора могут быть в однофазном и двухфазном состояниях. В первом случае теплоноситель внутри реактора не кипит, а во втором - кипит.
Реакторы, в активной зоне которых температура жидкого теплоносителя ниже температуры кипения, называются реакторами с водой под давлением, а реакторы, внутри которых происходит кипение теплоносителя, - кипящими.
В зависимости от используемого замедлителя и теплоносителя гетерогенные реакторы выполняются по разным схемам. В России основные типы ядерных энергетических реакторов - водо-водяные и водографитовые.
По конструктивному исполнению реакторы подразделяются на корпусные и канальные. В корпусных реакторах давление теплоносителя несет корпус. Внутри корпуса реактора течет общий поток теплоносителя. В канальных реакторах теплоноситель подводится к каждому каналу с топливной сборкой раздельно. Корпус реактора не нагружен давлением теплоносителя, это давление несет каждый отдельный канал.
В зависимости от назначения ядерные реакторы бывают энергетические, конверторы и размножители, исследовательские и многоцелевые, транспортные и промышленные.
Ядерные энергетические реакторы используются для выработки электроэнергии на атомных электростанциях, в судовых энергетических установках, на атомных теплоэлектроцентралях (АТЭЦ), а также на атомных станциях теплоснабжения (АСТ).
Реакторы, предназначенные для производства вторичного ядерного топлива из природного урана и тория, называются конверторами или размножителями . В реакторе - конверторе вторичного ядерного топлива образуется меньше первоначально израсходованного. В реакторе-размножителе осуществляется расширенное воспроизводство ядерного топлива, т.е. его получается больше, чем было затрачено.
Исследовательские реакторы служат для исследований процессов взаимодействия нейтронов с веществом, изучения поведения реакторных материалов в интенсивных полях нейтронного и гамма-излучений, радиохимических и биологических исследований, производства изотопов, экспериментального исследования физики ядерных реакторов. Реакторы имеют различную мощность, стационарный или импульсный режим работы. Наибольшее распространение получили водо-водяные исследовательские реакторы на обогащенном уране. Тепловая мощность исследовательских реакторов колеблется в широком диапазоне и достигает нескольких тысяч киловатт.
Многоцелевыми называются реакторы, служащие для нескольких целей, например, для выработки энергии и получения ядерного топлива.
В основном в настоящее время применяется разделение электростанций на КЭС, ТЭЦ, ПГУ, ГТЭС, АЭС, ГЭС. Для более полной характеристики электростанции можно классифицировать по ряду основных признаков:
По виду первичных энергоресурсов;
По процессам преобразования энергии;
По количеству и виду энергоносителей;
По видам отпускаемой энергии;
По кругу охватываемых потребителей;
По режиму работы.
1. По видам использованных первичных энергоресурсов различаются электростанции, применяющие: органическое топливо (ТЭС); ядерное топливо (АЭС); гидроэнергию (ГЭС, ГАЭС и ПЭС); солнечную энергию (СЭС); энергию ветра (ВЭС); подземное тепло (геотермальные ГЕОЭС).
2. По применяемым процессам преобразования энергии выделяются электростанции, в которых: полученная тепловая энергия преобразуется в механическую, а затем в электрическую энергию (ТЭС. АЭС); полученная тепловая энергия непосредственно превращается в электрическую (электростанции с МГД-генераторами, МГД-ЭС, СЭС с фотоэлементами и др.); энергия воды и воздуха превращается в механическую энергию вращения, затем в электрическую (ГЭС, ГАЭС, ПЭС, ветроэлектрические ВЭС, воздушно-аккумулирующие газотурбинные электростанции).
3. По количеству и виду используемых энергоносителей различаются электростанции: с одним энергоносителем (КЭС и ТЭЦ, атомные КЭС и ТЭЦ на паре, АЭС с газовым энергоносителем, ГТЭС); с двумя разными по фазовому состоянию энергоносителями (парогазовые электростанции, в том числе ПГ-КЭС и ПГ-ТЭЦ); с двумя разными энергоносителями одинакового фазового состояния (бинарные электростанции).
4. По видам отпускаемой энергии различаются электростанции: отпускающие только или в основном электрическую энергию (ГЭС, ГАЭС, КЭС, атомные КЭС, ГТЭС, ПГ-КЭС и др.); отпускающие электрическую и тепловую энергию (ТЭЦ, атомные ТЭЦ, ГТ-ТЭЦ и др.). в последнее время КЭС и атомные КЭС все в большей степени увеличивают отпуск тепловой энергии. Теплоэлектроцентрали (ТЭЦ), кроме электроэнергии, вырабатывают тепло; использование тепла отработавшего пара при комбинированном производстве энергии обеспечивает значительную экономию топлива. Если отработавший пар или горячая вода используются для технологический процессов, отопления и вентиляции промышленных предприятий, то ТЭЦ называются промышленными. При использовании тепла для отопления и горячего водоснабжения жилых и общественных зданий городов ТЭЦ называются коммунальными (отопительными). Промышленно-отопительные ТЭЦ снабжают теплом, как промышленные предприятия, так и население. На отопительных ТЭЦ наряду с теплофикационными турбоустановками имеются водогрейные котлы для отпуска тепла в периоды пиков тепловой нагрузки.
5. По кругу охватываемых потребителей выделяются: районные электростанции (ГРЭС –государственная районная электрическая станция); местные электростанции для электроснабжения отдельных населенных пунктов; блок-станции для электроснабжения отдельных потребителей.
6. По режиму работы в ЭЭС различаются электростанции: базовые; маневренные или полупиковые; пиковые.
К первой группе относятся крупные, наиболее экономичные КЭС, атомные КЭС, ТЭЦ на теплофикационном режиме и частично ГЭС, ко второй группе – маневренные конденсационные электростанции, ПГ-КЭС и ТЭЦ, к третьей группе – пиковые ГЭС, ГДЭС, ГТЭС. Частично в пиковом режиме работают ТЭЦ и менее экономичные КЭС.
Кроме перечисленных выше общих основных признаков классификации электростанций, для каждого их типа имеются свои внутренние признаки классификации. Например, КЭС и ТЭЦ различаются по начальным параметрам, технологической схеме (блочные и с поперечными связями), единичной мощности блоков и т.п. АЭС классифицируются по типу реакторов (на тепловых и быстрых нейтронах), по конструкции реакторов и др.
Наряду с рассмотренными выше основными типами электростанций в России развиваются также парогазовые и чисто газотурбинные электростанции. Парогазовые электростанции (ПГЭС) применяются в двух вариантах: с высоконапорным парогенератором и со сбросом выхлопных газов в котлоагрегаты обычного типа. При первом варианте продукты сгорания из камеры сгорания под давлением направляются в высоконапорный компактный парогенератор, где вырабатывается пар высокого давления, а продукты сгорания охлаждаются до 750-800ºС, после чего они направляются в газовую турбину, а пар высокого давления подается в паровую турбину.
При втором варианте продукты сгорания из камеры сгорания с добавлением необходимого количества воздуха для снижения температуры до 750-800ºС направляются в газовую турбину, а оттуда отходящие газы при температуре примерно 350-400ºС с большим содержанием кислорода поступают в обычные котлоагрегаты паротурбинных ТЭС, где выполняют функцию окислителя и отдают свое тепло.
А первой схеме должен сжигаться природный газ либо специальное газотурбинное жидкое топливо, во второй схеме такое топливо должно сжигаться только в камере сгорания газовой турбины, а в котлоагрегатах – мазут или твердое топливо, что представляет определенное преимущество. Комбинирование двух циклов даст повышение общего КПД ПГЭС примерно на 5-6% по сравнению с паротурбинной КЭС. Мощность газовых турбин ПГЭС составляет примерно 20-25% мощности парогазового блока. В связи с тем, что удельные капиталовложения в газотурбинную часть ниже, чем в паротурбинную, в ПГЭС достигается уменьшение удельных капиталовложений на 10-12%. Парогазовые блоки обладают большей маневренностью, чем обычнее конденсационные блоки, и могут быть использованы для работы в полупиковой зоне, так как более экономичны, чем маневренные КЭС.
Вероятность того, что тепловые нейтроны будут поглощены ураном обозначим θ. Эту величину называют коэффициентом использования тепловых нейтронов. Тогда число тепловых нейтронов, поглощенных ураном, будет равно n εφθ .
На каждое поглощение ураном теплового нейтрона образуется η новых быстрых нейтронов. Следовательно, в конце рассматриваемого цикла количество быстрых нейтронов, образовавшихся от деления, оказалось равным n εφθη .
Коэффициент размножения нейтронов в бесконечной среде, таким образом, равен
Равенство (3.4) называют формулой четырех сомножителей. Оно раскрывает зависимость К∞ от различных факторов, обусловливающих развитие цепной ядерной реакции в смеси урана и замедлителя.
В реальной размножающейся среде, имеющей конечные размеры, неизбежна утечка нейтронов, которая не учитывалась при вводе формулы для K∞. Коэффициент размножения нейтронов для среды конечных размеров называют эффективным коэффициентом размножения Kэф; при чем он по-прежнему определяется как отношение числа нейтронов данного поколения к соотвествующему числу нейтронов предыдущего поколения. Если через Рз и Рд обозначить вероятности избежания утечки нейтронов в процессе замедления и диффузии соответственно, то можно записать
Kэф= K∞ Рз Рд. (3.5)
Очевидно, что условием поддержания цепной реакции в среде конечных размеров будет соотношение Кэф ≥ 1. Произведение РзРд всегда меньше единицы, поэтому для осуществления самоподдерживающейся цепной реакции в системе конечных размеров необходимо, чтобы К∞ был всегда больше единицы.
Утечка нейтронов из реактора зависит от его геометрических размеров. Так как рождение нейтронов происходит во всем объеме активной зоны, а утечка их только через поверхность реактора, то, очевидно, с увеличением линейных размеров реактора, относительная доля нейтронов, потерянных через поверхность, уменьшается, а вероятности избежания утечки растут.
Минимальный размер реактора, при котором можно осуществить самоподдерживающуюся цепную реакцию, называется критическим размером.
Таким образом, условие критичности реакторов запишется в виде
1 = К∞РзРд.
При соблюдении условия (3.5) количество образующихся нейтронов при делении урана равно количеству нейтронов, покинувших реактор, поглощенных материалами при процессах замедления и диффузии. В случае, когда Кэф>1, количество нейтронов в реакторе непрерывно будет возрастать. В подкритическом реакторе Кэф < 1.
Уравнение баланса нейтронов (для критического реактора запишется в виде
, (3.6)
D – коэффициент диффузии нейтронов
Ф – нейтронный поток
S – количество рожденных тепловых нейтронов.
Количество тепловых нейтронов S определяется на основании следующего. На один тепловой нейтрон, поглощенный в материалах активной зоны реактора, количество тепловых нейтронов, поглощенных ураном, будет θ, а на одно поглощение теплового нейтрона ураном образуется η быстрых нейтронов. Значит количество быстрых нейтронов будет равно θη. Эти нейтроны могут произвести деление при коэффициенте размножения ε, тогда окончательно число быстрых нейтронов будет равно θηε. Быстрые нейтроны в процессе замедления избегают резонансное поглощение с вероятностью φ и утечку с коэффициентом Рз. Значит количество образовавшихся тепловых нейтронов будет равно θηεφРз.
Таким образом, при общем поглощении тепловых нейтронов в единице объема материалами активной зоны, равном ΣаФ, вновь образуются тепловые нейтроны ΣаФθηεφРз. Окончательно количество тепловых нейтронов определится следующим образом:
(3.7)
Учитывая формулу (3.7), уравнение баланса нейтронов (3.6) перепишется в виде
(3.8)
(3.9)
В уравнении (3.9) величину, зависящую от свойств материалов, называют материальным параметром и обозначают В2
(3.10)
тогда зависимость (3.8) перепишется так
(3.11)
Оба уравнения (3.10) и (3.11), полученные на основании уравнения баланса нейтронов для стационарного случая, соответствуют критическому реактору, в котором эффективный коэффициент размножения равен единице (Кэф = 1). Принимая во внимание, что из уравнения (3.10) следует
где L – длина диффузии.
Из уравнений (3.12) следует, что вероятность избежания утечки нейтронов в процессе диффузии определяется выражением (1 + В2L2)-1. Вероятность избежания утечки нейтронов в процессе замедления вычисляется на основании рассмотрения процесса замедления и оказывается равной
где τ – величина, называемая возрастом нейтронов и имеющая размерность см2.
В общем виде, когда коэффициент размножения в реакторе отличается от единицы, уравнение (3.12) запишется следующим образом:
(3.14)
Уравнение (3.14) является основным уравнением реактора, раскрывающим зависимость эффективного коэффициента размножения нейтронов от состава и размеров активной зоны. Это уравнение справедливо для гомогенного и гетерогенного реакторов. Особенность гетерогенности активной зоны отражается в подходе к расчету параметров уравнения четырех сомножителей, а именно величин ε, φ и θ.
При стационарном процессе
(3.15)
где М2 = L2 + τ величина, называемая площадью миграции, см2.
Решение уравнения (3.11) дает возможность определить величину В2. В данном случае этот параметр является функцией размеров и геометрической формы активной зоны. В частности, для цилиндрического реактора
(3.16)
где R – радиус, а Н – высота активной зоны. В данном случае величина В2 называется геометрическим параметром .
Так как оба значения В2, полученные по уравнениям (3.10) и (3.16), соответствуют критическому реактору, то для такого состояния реактора материальный параметр должен быть равен геометрическому. На основании этого в зависимости от заданных условий уравнение (3.15) используется для решения двух типов задач: для определения состава активной зоны, если заданы ее размеры и геометрия, и для определения размеров реактора в случае заданного состава активной зоны.
При решении задач первого типа вычисляется значение геометрического параметра. Например, для цилиндрического реактора – по формуле (3.16). В этом случае состав активной зоны, например, обогащение урана изотопом 235U, определяется из уравнения (3.15) путем предварительной оценки обогащения и расчета для каждого случая величины Кэф.
При решении задач второго типа порядок расчета может быть принят следующим. По составу активной зоны, который характеризуется обогащением урана, видом замедлителя, конструкционными материалами и др., вычисляются значения К∞, τ и L2. Величина геометрического параметра В2 для заданного значения Кэф находится путем графического решения уравнения (3.15). В этом случае предварительно задаются несколькими значениями В2 и строят график Кэф = f(B2).
Определив величину Теплоэнергетика" href="/text/category/teployenergetika/" rel="bookmark">тепловой энергии , a L2 характеризует расстояние по прямой, пройденное тепловым нейтроном до точки захвата. Чем больше эти расстояния, тем меньше вероятность того, что нейтрон избежит утечки в процессах замедления и диффузии, т. е. тем больше должны быть размеры реактора, при которых обеспечивается самоподдерживающаяся цепная реакция.
Например, реактор, где в качестве замедлителя используется обычная вода, при прочих равных условиях будет иметь значительно меньшие размеры, чем реактор с графитовым замедлителем, так как для воды L = 2,73 см и τ = 31 см2, а для графита L = 54 см и τ = 364 см2.
3.2.1.3. НЕЙТРОННЫЙ ПОТОК
Решение уравнения (3.11) приводит также к зависимости, характеризующей распределение нейтронного потока по объему активной зоны. Для цилиндрического реактора с высотой Н радиусом R эта зависимость имеет вид
(3.17)
где Фmax – значение нейтронного потока в центре активной зоны;
h, r – текущие координаты по высоте и радиусу активной зоны;
Текущее значение функции Бесселя нулевого порядка первого рода.
Максимальное значение потока тепловых нейтронов в реакторе без отражателя устанавливается в геометрическом центре активной зоны и постепенно уменьшается до нуля с приближением к ее экстраполированным границам. В цилиндрическом реакторе изменение нейтронного потока по высоте при r = 0, когда Jо(0) = 1, будет происходить по зависимости
(3.18)
Коэффициент неравномерности нейтронного потока по высоте активной зоны определяется следующим образом:
(3.19)
Коэффициент неравномерности нейтронного потока по радиусу цилиндрического реактора будет равен
(3.20)
Произведение коэффициентов Kh и Kr называется коэффициент неравномерность нейтронного потока по объему активной зоны
(3.21)
По известным значениям коэффициентов неравномерности нейтронного потока и при заданном значении среднего нейтронного потока можно определить величину максимального нейтронного потока в реакторе
Фmax = KvФcр, (3.22)
где Фср – средний нейтронный поток в реакторе, отнесенный к объему активной зоны. Средняя величина нейтронного потока может быть определена на основании следующего. Число делений урана в 1 см3 за 1 с составляет ΣfФср, а общее число делений во всем объеме активной зоны будет равно ΣfФсрVаз. Если мощности 1 кВт соответствует 3,1∙1013 делений в секунду, то мощность реактора можно выразить уравнением
, (3.23)
(3.24)
Средние значения нейтронных потоков в энергетических реакторах находятся в пределах 1012 ÷ 1014 .
В работающем реакторе имеет место утечка нейтронов из активной зоны. Для уменьшения этой утечки реактор окружают отражателем. Нейтроны, попавшие в отражатель, частично рассеиваются обратно в активную зону и тем самым достигается «экономия» нейтронов.
Полученную «экономию» нейтронов за счет установки отражателя можно использовать по двум направлениям: или уменьшить размеры активной зоны, не изменяя ее состава, или, оставляя неизменными размеры, уменьшить обогащение горючего делящимся изотопом. В обоих случаях получается уменьшение общей загрузки делящегося изотопа урана. Не менее важная роль отражателя для энергетических реакторов состоит в существенном выравнивании распределения потока тепловых нейтронов в объеме активной зоны.
При утечке из реактора быстрых нейтронов благодаря замедлению их в материале отражателя нейтроны могут попасть обратно в реактор уже тепловыми. Это приводит к увеличению потока тепловых нейтронов вблизи границы активной зоны. Материал отражателя должен обладать теми же качествами, что и замедлитель, а именно: хорошими замедляющими и рассеивающими свойствами. Поэтому часто для замедлителя и отражателя применяют одно и то же вещество.
Эффективный коэффициент размножения реактора с отражателем определяется по той же формуле (3.14), что и для реактора без отражателя. Однако в этом случае при расчете геометрического параметра В2 фактические размеры активной зоны увеличиваются на величину эффективной добавки. Например, для цилиндрического реактора будет иметь
(3.25)
R" = R + Δ. (3.26)
При таком способе расчета реактор с отражателем как бы заменяется «голым» реактором, размеры которого превышают размеры активной зоны фактического реактора на величину эффективной добавки.
Коэффициенты неравномерности нейтронного потока активной зоны цилиндрического реактора при наличии отражателя определяются по формулам:
По высоте реактора
По радиусу реактора
При наличии отражателя, как следует из (3.27) и (3.28), коэффициенты неравномерности нейтронного потока уменьшаются, следовательно, энерговыделение по объему активной зоны будет более равномерным.
ВОПРОСЫ ДЛЯ САМОПРОВЕРКИ
1. Из каких элементарных частиц состоит атом и ядро атома?
2. Какова масса протона и нейтрона?
3. Что такое атомная единица массы?
4. Что такое дефект массы и энергия связи ядра?
5. Как изменяется энергия связи нуклонов в ядре от массового числа ядра?
6. Что такое быстрые и тепловые нейтроны? Чем они характеризуются?
7. Почему уран-235 делится, а уран-238 не делится при захвате теплового нейтрона?
8. Что понимается под микроскопическим и макроскопическим эффективным сечением ядер?
9. Как изменяются микроскопические сечения деления и поглощения ядер урана-235 и урана-238 в зависимости от энергии нейтрона?
10. Что понимается под нейтронным потоком?
11. Как определяется количество поглощений и делений ядер урана при захвате ими нейтронов?
12. Выразите мощность реактора через нейтронный поток.
13. Напишите уравнение баланса тепловых нейтронов и объясните его составляющие.
14. Что является источником тепловых нейтронов в реакторе?
15. Как определяется утечка нейтронов при их замедлении и диффузии?
16. Что понимается под эффективным коэффициентом размножения нейтронов Кэф?
17. Объясните величины, входящие в уравнение для Кэф.
18. Расскажите порядок решения уравнения для Кэф реактора при заданном обогащении урана?
19. Каков порядок решения уравнения для Кэф реактора при заданных геометрических параметрах активной зоны?
20. Какие зависимости характеризуют изменение нейтронного потока по высоте и радиусу активной зоны реактора?
21. Каково влияние отражателя нейтронов на нейтронный поток в реакторе?
3.2.2. КОНСТРУКЦИИ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ РЕАКТОРОВ
И ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЕ СХЕМЫ ЯЭУ
3.2.2.1. УСТРОЙСТВО РЕАКТОРА
Создание гомогенного реактора сопряжено со значительными техническими трудностями, поэтому в настоящее время все работающие, строящиеся и проектируемые энергетические реакторы являются гетерогенными.
Основная часть реактора - активная зона. Активной зоной ядерного реактора называют комплект сборочных единиц, который создает условия для инициирования и поддержания управляемой цепной реакции деления ядер. Размеры активной зоны должны быть такими, чтобы цепная реакция при имеющемся обогащении урана поддерживалась в течение всего периода работы реактора и при которых обеспечивался бы надежный отвод тепла при заданной мощности реактора.
В активной зоне размещено ядерное топливо (горючее). В качестве топлива применяют уран и его сплавы, а также плутоний и его сплавы. В гетерогенных реакторах топливо используется в виде стержней, пластин и т. д. (рис. 3.2), в гомогенных – в виде раствора солей урана и т. д. В активной зоне тепловых реакторов размещается также замедлитель (вода, графит, бериллий и др.), который служит для снижения энергии нейтронов деления.
https://pandia.ru/text/78/544/images/image051_2.jpg" width="515" height="254 src=">
Рис. 3.3. Типы тепловыделяющих элементов:
а – стержневой; б – пластинчатый; в – шаровидный; г – трубчатый; д – цилиндрический блок; е – массив топлива с трубками;
1 – топливный материал; 2 – оболочка; 3 – наконечник; 4 – край; 5 – теплоноситель
Колл" href="/text/category/koll/" rel="bookmark">коллекторы и тракт распределения потока теплоносителя, установочные детали -хвостовики, кожух или каркас, защитные пробки и детали транспортно-технологического назначения.
Рис. 3.5. Рабочая кассета реактора ВВЭР – 440:
1 – хвостовик; 2, 3 – нижняя и средняя дистанционирующие решетки; 4 – труба-чехол кассеты; 5 – ТВЭЛ; 6 – верхняя дистанционирующая решетка; 7 – центральная трубка; 8 – головка; 9 – пружинные фиксаторы; 10 – штырь
Тепловыделяющая сборка либо кассета устанавливается в технологический канал ядерного реактора, в котором осуществляются подвод, отвод и организация направленного потока теплоносителя, омывающего ТВЭЛ, обеспечивается возможность загрузки и выгрузки ТВС или кассет.
Она состоит из хвостовика, головки и шестигранной трубы-чехла, с помещенными в ней 126 ТВЭЛ, которые расположены по треугольной решетке с шагом 12,2 мм. Фиксация ТВЭЛ в кассете осуществляется дистанционирующими решетками: нижней (несущей), верхней и средними направляющими решетками, выполненными из нержавеющей стали. Эти решетки механически связаны между собой центральной трубой из циркониевого сплава. Нижние концы ТВЭЛ жестко закреплены в нижней несущей решетке, верхние концы входят в отверстия верхней решетки без закрепления для обеспечения их свободного температурного расширения. В головке кассеты имеется шесть пружинных фиксаторов для удержания ее от всплытия и компенсации температурных расширений. Конструкция хвостовика обеспечивает ориентировку и фиксацию кассеты по углу в плане и посадку ее в гнезде корзины. Масса рабочей кассеты 220 кг, масса VО2 в кассете 127 кг.
Часть ядерного реактора, представляющего собой сосуд, предназначенный для размещения в нем активной зоны и внутрикорпусных устройств, имеющий патрубки для подвода и отвода теплоносителя, а также устройства герметизации внутриреакторного пространства, называют корпусом ядерного реактора. Съемную часть ядерного реактора, предназначенную для перекрытия корпуса и воспринимающую внутреннее давление в реакторе, называют крышкой ядерного реактора.
Узел главного уплотнения ядерного реактора представляет собой сборочную единицу с накидным фланцем и уплотнением разъема крышки и корпуса ядерного реактора, обеспечивающую герметичность ядерного реактора во всех режимах его работы.
Кольцо, которым осуществляется соединение крышки ядерного реактора с корпусом и смятие внутренних прокладок, называют нажимным кольцом главного уплотнения ядерного реактора.
6. Что такое тепловые и быстрые реакторы?
7. Какие преимущества и недостатки АЭС с кипящими реакторами?
8. Какие преимущества и недостатки имеют реакторы, использующие в качестве теплоносителя жидкие металлы?
9. Изобразите принципиальные технологические схемы ядерных энергетических установок: АЭС с ВВЭР; АЭС с РБМК; АТЭЦ; АЭС и БН; АСТ; АСПТ.
10. Какое назначение имеют стержни регулирования?
11. Какое назначение имеют комплексирующие стержни?
12. Почему реакторы на быстрых нейтронах являются перспективными?
13. Какие газы используются в качестве теплоносителей?
14. Какое назначение имеет стенка кассеты?
15. Как располагается топливо в ТВЭЛ?
Работа и образование
