ФИЗИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

ФИЗИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ
  • СОЗДАНИЕ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА
  • ЭФФЕКТИВНЫЙ КОЭФФИЦИЕНТ РАЗМНОЖЕНИЯ
  • НЕЙТРОННЫЙ ПОТОК
  • УСТРОЙСТВО РЕАКТОРА
  • ОТВОД ТЕПЛОТЫ В РЕАКТОРЕ
  • ТЕМПЕРАТУРНЫЙ РЕЖИМ
    ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩЕГО ЭЛЕМЕНТА
  • УПРАВЛЕНИЕ РЕАКТОРОМ РЕГУЛИРОВАНИЕ
    МОЩНОСТИ РЕАКТОРА
  • АКТИВНАЯ ЗОНА В ПРОЦЕССЕ ЭКСПЛУАТАЦИИ
  • ОСНОВЫ РАДИАЦИАННЫЙ БЕЗОПАСНОСТИ
  • МЕТОДИЧЕСКИЕ УКАЗАНИЯ К ПРОВЕДЕНИЮ
    ПРАКТИЧЕСКИХ ЗАНЯТИЙ
  • Изменение нейтронного потока во времени
  • Мощность и кампания реактора
  • Контрольная работа № 1
  • Контрольная работа № 2
  •  

    КОНСТРУКЦИИ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ РЕАКТОРОВ И ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЕ СХЕМЫ ЯЭУ

    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.

    Рис. 3.2. Принципиальная схема ядерного реактора:

    1 – активная зона; 2 – корпус; 3 – замедлитель; 4 – органы регулирования;

     5 - биологическая защита; 6 – отражатель нейтронов; 7 – циркуляция теплоносителя

    Основной конструктивный элемент ядерного реактора, содержащий ядерное топливо, предназначенный для размещения ядерного топлива в активной зоне, генерации основной части тепловой энергии и передачи ее теплоносителю, называют тепловыделяющим элементом ядерного реактора (ТВЭЛ). Типы тепловыделяющих элементов представлены на рис. 3.3. Наибольшее распространение в настоящее время получил стержневой тепловыделяющий элемент показанный на рис. 3.4.

    Основную часть тепловыделяющего элемента ядерного реактора, содержащую делящиеся и воспроизводящие материалы в виде металла и химических соединений или диспергированные в матрице неделящегося разбавителя, называют сердечником тепловыделяющего элемента.

    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

    Рис. 3.4. Элемент тепловыделяющий стержневой для реакторов ВВЭР-1000

    ТВЭЛ представляет собой оболочку, герметизированную с обоих концов с помощью заглушек и сварки. Внутренний объем оболочки, сердечник, заполнен топливными таблетками из двуокиси урана и гелием под давлением. Столб топливных таблеток зафиксирован от перемещений двумя фиксаторами, представляющими собой цилиндрические пружинные втулки. Над столбом топливных таблеток имеется свободный объем, используемый в качестве газосборника для газообразных продуктов деления, выделяющихся в процессе эксплуатации.

    Работа ТВЭЛов характеризуется весьма высокими тепловыми нагрузками (примерно 450 Вт/см3) и значительными температурными перепадами по поперечному сечению топлива, которые могут составлять несколько сотен градусов.

    Топливные таблетки имеют центральное осевое отверстие для снижения средней объемной температуры топлива и увеличения объема газосборника.

    Топливная загрузка энергетических реакторов состоит из большого числа ТВЭЛ. Например, в реакторе ВВЭР-440 топливную загрузку составляют 44000 ТВЭЛ, в ВВЭР-1000 — 48000, в РБМК-1000—61000. Для обеспечения необходимой жесткости стержневых ТВЭЛ, а также удобства монтажа, перегрузки, транспортировки и организации направленного потока теплоносителя для эффективного охлаждения ТВЭЛ их комбинируют группами. Эти группы составляют единую конструкцию тепловыделяющей сборки (ТВС). Общий вид рабочей кассеты реактора ВВЭР-440 показан на рис. 3.5. Число ТВЭЛ в ТВС может составлять от нескольких штук до нескольких десятков или даже сотен. ТВЭЛ в ТВС жестко связываются между собой с помощью двух концевых и нескольких дистанционирующих решеток, установленных с определенным шагом по высоте ТВС. В результате обеспечиваются малая вибрация ТВЭЛ и строгое соблюдение зазоров между ними для прохода теплоносителя. ТВС включает в себя также входной и выходной 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.

    Каждый реактор имеет органы управления и защиты. Система управления и защиты ядерного реактора (СУЗ) есть совокупность устройств, предназначенных для создания условий безопасного протекания цепной реакции на заданном уровне мощности и изменения ее при пуске, остановке, переходе с режима на режим, для обеспечения быстрого прекращения реакции деления при наступлении аварийной ситуации и для воздействия на поля энерговыделений.

    Составной частью СУЗ является система автоматического регулирования мощности ядерного реактора (САР), которая представляет собой совокупность приборов и устройств, предназначенных для автоматического управления процессами пуска, поддержания и изменения уровня мощности ядерного реактора воздействием на рабочие органы или часть из них.

    В систему СУЗ входит также система компенсации реактивности ядерного реактора (СКР), которая представляет собой совокупность приборов и устройств, предназначенных для компенсации медленных изменений реактивности ядерного реактора, обусловленных выгоранием ядерного топлива температурными и другими факторами.

    Система СУЗ включает в себя также систему аварийной защиты ядерного реактора (САЗ), которая есть совокупность приборов и устройств, останавливающая реакцию или снижающая реактивность ядерного реактора до безопасного уровня в случае аварийного нарушения режимов работы реактора.

    АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРИЧЕСКИЕ СТАНЦИИ (АЭС)