Топливные циклы: открытый, закрытый. Способы реализации, достоинства и недостатки
Сравнительный анализ реакторов LWR и НWR: структура и параметры тепловыделение и теплоотвод, принципиальная схема АЭС, условия эксплуатации материалов активной зоны
Скачать 2,4 Mb.
|
хим тех 1-5 (Восстановлен)
| Сравнительный анализ реакторов LWR и НWR: структура и параметры тепловыделение и теплоотвод, принципиальная схема АЭС, условия эксплуатации материалов активной зоны
HWLWR - heavy-water moderated boiling light-water-cooled reactor (ядерный реактор с тяжеловодным замедлителем и водным теплоносителем кипящего типа) Легководный реактор По конструкции это реактор бассейнового типа, в котором теплоносителем и замедлителем одновременно является обычная (легкая) вода высокой степени очистки (бидистиллят). Отвод тепла осуществляется по двухконтурной схеме. Реактор используется для наработки плутония и радиоактивных изотопов. По окончании каждой кампании производится перегрузка топлива, а в течение кампании делается несколько остановок (8-10) для перегрузки поглотителей и выполнения ремонтных работ. Есть три разновидности легководных реакторов: реактор с водой под давлением (PWR), кипящий реактор (BWR) и (большинство конструкций) реактор со сверхкритической водой (SCWR). Легководный реактор вырабатывает тепло путем контролируемого ядерного деления. Активная зона ядерного реактора - это часть ядерного реактора, в которой происходят ядерные реакции. В основном он состоит из ядерного топлива и элементов управления. Ядерные топливные стержни толщиной с карандаш, каждый длиной около 12 футов (3,7 м), сгруппированы сотнями в пучки, называемые тепловыделяющими сборками. Внутри каждого топливного стержня уложены впритык гранулы урана или, чаще, оксида урана. Управляющие элементы, называемые управляющими стержнями, заполнены гранулами из таких веществ, как гафний или кадмий, которые легко улавливают нейтроны. Когда стержни управления опускаются в активную зону, они поглощают нейтроны, которые, таким образом, не могут участвовать в цепной реакции. И наоборот, когда стержни управления убираются с пути, большее количество нейтронов попадает в делящиеся ядра урана-235 или плутония-239 в близлежащих топливных стержнях, и цепная реакция усиливается. Все это заключено в заполненный водой стальной сосуд высокого давления, называемый корпусом реактора. В реакторе с кипящей водой тепло, выделяемое при делении, превращает воду в пар, который непосредственно приводит в действие турбины, вырабатывающие энергию. Но в реакторе с водой под давлением тепло, выделяемое при делении, передается во вторичный контур через теплообменник. Пар вырабатывается во вторичном контуре, а вторичный контур приводит в действие энергетические турбины. В любом случае, пройдя через турбины, пар превращается обратно в воду в конденсаторе. Вода, необходимая для охлаждения конденсатора, берется из близлежащей реки или океана. Затем он закачивается обратно в реку или океан в нагретом состоянии. Тепло также может отводиться через градирню в атмосферу. В легководном реакторе в качестве топлива используется уран-235, обогащенный примерно до 3 процентов. Хотя это его основное топливо, атомы урана-238 также вносят свой вклад в процесс деления, превращаясь в плутоний-239; около половины которого расходуется в реакторе. Легководные реакторы, как правило, заправляются каждые 12-18 месяцев, когда заменяется около 25 процентов топлива. Использование воды в качестве замедлителя является важной особенностью безопасности PWR, поскольку любое повышение температуры приводит к расширению воды и снижению ее плотности; тем самым уменьшая степень замедления нейтронов и, следовательно, уменьшая реактивность в реакторе. Следовательно, если реактивность превысит норму, уменьшенное замедление нейтронов приведет к замедлению цепной реакции, выделяя меньше тепла. Это свойство, известное как отрицательный температурный коэффициент реактивности, делает PWR очень стабильными. В случае аварии с потерей теплоносителя замедлитель также теряется, и активная реакция деления прекращается. Тепло все еще выделяется после прекращения цепной реакции из радиоактивных побочных продуктов деления примерно на 5% от номинальной мощности. Это "тепло распада" будет продолжаться в течение 1-3 лет после остановки, после чего реактор, наконец, достигнет "полной холодной остановки". Тепло распада, хотя и опасно и достаточно сильно, чтобы расплавить ядро, далеко не так интенсивно, как активная реакция деления. В течение периода после остановки реактора требуется закачка охлаждающей воды, иначе реактор перегреется. Если температура превышает 2200 °C, охлаждающая вода будетраспадается на водород и кислород, которые могут образовать (химически) взрывоопасную смесь. Теплота распада является основным фактором риска в отношении безопасности LWR. Тяжеловодный реактор Тяжеловодными называются любые реакторы, в которых в качестве замедлителя используется тяжелая вода. По теплофизическим свойствам тяжелая вода аналогична легкой воде, но по ядерно-физическим свойствам она является наилучшим замедлителем для ядерных реакторов, поскольку имеет чрезвычайно малое сечение поглощения тепловых нейтронов (0.000086 1/см). Коэффициент замедления нейтронов для тяжелой воды равен 3300, в то время как для легкой воды он равен 61, а для графита 190. Благодаря этому в тяжеловодных реакторах ядерное топливо расходуется значительно экономичнее, чем в реакторах других типов, так как непроизводительные потери нейтронов в реакторах с тяжелой водой существенно меньше. Конструкции тяжеловодных реакторов могут быть различными с применением разных теплоносителей: обычной и тяжелой воды с кипением и без кипения, а также органических жидкостей. По конструктивному исполнению реакторы могут быть и корпусными, и канальными. Основной тип реактора с тяжеловодным замедлителем—канальный. Тяжелая вода, используемая в качестве замедлителя в канальных реакторах, находится при низких температуре и давлении. При низком давлении легче обеспечить высокую герметичность оборудования и трубопроводов с тяжелой водой, которая требуется для снижения потерь тяжелой воды. Это необходимо, так как вследствие высокой стоимости тяжелой воды ее большие потери значительно увеличивали бы непроизводительные затраты и приводили бы к существенному росту себестоимости вырабатываемой энергии. Стремление свести утечки тяжелой воды к минимуму объясняются еще и тем, что в ней при работе реактора образуется радиоактивный тритий, пары которого при попадании в организм человека оказывают на него вредное воздействие. Характерный элемент конструкции большинства разновидностей тяжеловодных реакторов — герметичный каландр-бак, содержащий тяжелую воду. Такого бака нет только в корпусных реакторах, в которых теплоноситель—кипящая или некипящая тяжелая вода. Каландр представляет собой вертикальный или горизонтальный цилиндрический бак с плоскими днищами по торцам. В днища вварены трубы, в которые установлены каналы для теплоносителя и ТВС. Между трубой каландра и установленным в ней каналом образуется зазор, заполняемый газом. Этот газ служит теплоизолирующим слоем для снижения перетоков тепла от теплоносителя к замедлителю; кроме того, он используется для контроля герметичности труб каландра и каналов с теплоносителем. Перегрузка топлива в тяжеловодных реакторах канального типа может осуществляться на мощности без остановки реактора с помощью РЗМ, так же, как это делается на водографитовых реакторах с неперегружаемыми каналами. В реакторах с горизонтальным расположением каналов используют две РЗМ, расположенные с обеих сторон реактора, которые могут работать одновременно: с одного конца перегружаемого канала одной машиной извлекается отработавшая ТВС, а с другого конца второй машиной загружается новая. Технологические схемы реакторных установок с тяжеловодными реакторами зависят от вида и состояния теплоносителя. При некипящем водяном и органическом теплоносителях схемы — двухконтурные с выработкой пара для турбины в парогенераторах. Циркуляция теплоносителя осуществляется по замкнутому первому контуру, - состав которого и конструкция оборудования зависят от теплоносителя и принципиально не отличаются от аналогичных устройств, используемых для других типов реакторов, но с теми же теплоносителями. Параметры пара и, следовательно, КПД установок также зависят от теплоносителя. В случае использования обычной кипящей воды для отвода тепла из реактора схема—одноконтурная, аналогичная схеме установок с реакторами типа РБМК с прямой подачей на турбину отсепарированного пара. В установках с тяжеловодными реакторами принимаются особые меры по предотвращению потерь тяжелой воды по указанным выше причинам. Оборудование, арматура и трубопроводы конструируются таким образом, чтобы утечки тяжелой воды были минимальны. Этому же способствуют и низкие параметры тяжеловодного замедлителя, о чем уже говорилось. В то же время принимаются меры для предотвращения смешивания с легкой водой утечек тяжелой воды с тем, чтобы последние можно было возвратить в контур замедлителя или теплоносителя. Скачать 2,4 Mb. Поделитесь с Вашими друзьями:
|