Ядерные реакторы технология

 

Первый ядерный уран-графитовый реактор на тепловых нейтронах был построен в 1942 в США под руководством Э.Ферми. В СССР аналогичный реактор был построен в 1946 под руководством И.В. Курчатова. Кипящие реакторы по исполнению могут быть корпусными и канальными

Канальный кипящий графитовый реактор, РБМК Реактор работает на тепловых нейтронах, в качестве теплоносителя используется обычная вода (гетерогенный реактор). Основные технические характеристики РБМК следующие. В самом общем виде реактор представляет собой цилиндр составленный из графитовых блоков, помещенный в бетонную шахту. Диаметр, этого цилиндра, около 12 м, а высота около 8 м. Реактор окружен боковой биологической защитой в виде кольцевого бака с водой. Этот цилиндр пронизывают 1693 топливных канала, представляющих собой трубки из сплава циркония диаметром 88 мм и толщиной 4 мм. В топливном канале устанавливается тепловыделяющая сборка (ТВС). Активная зона реактора - вертикальный цилиндр диаметром 11.8 метров и высотой 7 метров. По периферии активной зоны, а также сверху и снизу расположен боковой отражатель -сплошная графитовая кладка толщиной 0.65 метра Реактор размещен в бетонной шахте размером 21,6*21,6*25,5 м. Сверху и снизу расположены специальные плиты, обеспечивающими биологическую защиту (во время работы реактора, по его крышке («пятаку» реактора) можно ходить Тепловыделяющая сборка (ТВС) и технологический канал - раздельные узлы -индивидуальные тракты подвода и отвода теплоносителя Характерная особенность канальных реакторов - возможность регулирования и контроля расхода теплоносителя по каждому каналу. Теплоноситель, вода, движется в каналах с низу в верх, омывая ТВС и снимая тепловую энергию. Подвод теплоносителя осуществляется к каждому каналу, существует возможность регулировать расход воды через канал. Второй тепловой контур. Барабан сепаратор, забирая тепловую энергию вместе с паром из первого контура, где он является потребителем, отдает ее во второй контур. Следовательно, он является источником тепловой энергии для второго теплового контура. Развитие ядерной индустрии в СССР

Водо-водяной реатор, ВВЭР

Реакторы водо-водяного типа с обычной («легкой») водой под давлением нашли широкое развитие в России. Весьма привлекательны дешевизна используемого в них теплоносителя-замедлителя и относительная безопасность  в эксплуатации, несмотря на необходимость использования в этих реакторах обогащенного урана. Реактор ВВЭР-1000 представляет собой второе поколение легководных реакторов большой мощности. Электрическая мощность энергоблоков составляет 1000 МВт. В энергетических реакторах корпусного типа ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) в качестве замедлителя нейтронов и теплоносителя используется обычная вода (гетерогенный реактор). Активная зона помещается в один общий корпус, через который прокачивается вода В корпусном кипящем реакторе активная зонаразмещена в высокопрочном, толстостенном стальном баке Твелы реактора собирают в тепловыделяющие сборки

Начнем с анализа наиболее принципиальных различий: ВВЭР — корпусной реактор (давление держится корпусом реактора); РБМК-- канальный реактор (давление держится независимо в каждом канале); в ВВЭР теплоноситель и замедлитель — одна и та же вода (дополнительный замедлитель не вводится), в РБМК замедлитель — графит, а теплоноситель — вода; в ВВЭР пар образуется во втором корпусе парогенератора, в РБМК пар образуется в непосредственно в активной зоне реактора (кипящий реактор) и прямо идет на турбину — нет второго контура.

Реакторы на быстрых нейтронах

В США венгерским ученым Л.Сцилардом в январе 1943 была высказана идея о расширенном воспроизводстве ядерного горючего. Первый промышленный бридер — экспериментальный реактор (тепловая мощность 0,2 МВт) был введен в действие 20.12.1951 в ядерном центре в Айдахо, США. Переход к серийному сооружению АЭС с БН осложнен многими неотработанными в промышленном масштабе технологическими процессами и нерешенными вопросами оптимальной организации ядерного топливного цикла, который должен базироваться на плутонии и может быть только замкнутым с очень коротким (до 1 года) временем внешнего цикла (химическая переработка отработавшего топлива и дистанционно управляемое изготовление свежего топлива). Ядерный реактор БН-600 выполнен с «интегральной» компоновкой оборудования, при которой активная зона и оборудование первого контура (главные циркуляционные насосы и промежуточные теплообменники) размещены в корпусе реактора Активная зона БН окружена в радиальном и осевом направлениях зонами воспроизводства (бланкетом), заполненными воспроизводящим материалом — обедненным ураном, содержащим 99,7 - 99,8 % 238U

Сравнение различных типов энергетических ядерных реакторов

Промышленные реакторы В СССР промышленные (военные) уран-графитовые реакторы с высокими потоками тепловых нейтронов использовались для наработки оружейного плутония и других делящихся нуклидов. Попутно решались ещё две задачи: получение электроэнергии и снабжение теплом близлежащие населенные пункты (В США военные реакторы применяли исключительно для наработки оружейного плутония). Время  удвоения - время, в течение которого количество делящегося материала, первоначально загруженного в реактор, удваивается в процессе расширенного воспроизводства).

  Графитовые тепловые реакторы Исторически первыми промышленными реакторами – наработчиками плутония – были канальные реакторы на тепловых нейтронах с графитовым замедлителем и прямым проточным водным охлаждением (Аналогом такого реактора является реактор энергетический РБМК, чернобыльского типа).

Легководные реакторы Существуют и промышленные реакторы – наработчики плутония, функционирующие на обычной воде (правда глубоко очищенной от примесей). Примером может служить реактор «Руслан», пущенный на «Маяке» в 1985.

Исследовательские ядерные реакторы Под исследовательским реактором подразумевается ядерный реактор. предназначенный для получения и использования нейтронов и ионизирующего излучения в исследовательских и других целях, для чего на нем могут применятся экспериментальные устройства. В российских (советских) реакторах использовалось топливо трех различных поколений. Степень обогащения повышалась, чтобы достигнуть большей мощности и больших потоков нейтронов.

Исследовательские реакторы мощностью до 20 МВт, предназначенные для физических исследований, учебных целей и производства радиоактивных изотопов. Реактор БОР-60 – опытный реактор на быстрых нейтронах, смонтированный в Институте атомных реакторов (г. Димитровград, 1969). Реактор является уникальной многоцелевой установкой, предназначенной для решения проблем реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем и ядерных энергетических установок других типов, в том числе с термоядерными реакторами, а также для проведения исследований, необходимых в различных областях науки и техники. Активная зона реактора объемом около 50 л помещена в тяжеловодный отражатель и представляет собой компактный интенсивный источник нейтронов деления мощностью 100 МВт.

Деаэратор - устройство, предназначенное для удаления растворенных в воде кислорода и агрессивных газов (СО2, НNО3 и др.), способствующих интенсивной коррозии стенок парогенераторов, трубопроводов, теплообменников и прочего оборудования АЭС.

Система контроля целостноститехнологических каналов (КЦТК) - осуществляет контроль влажности и температуры в области между кладкой и технологическими каналами (ТК) реактора РБМК. При обнаружении аварии реактор останавливают и заменяют аварийный канал. Аварийная защита настолько эффективна, что в случае аварии полностью глушит реактор и, в отличие от предыдущего поколения реакторов, поддерживает его в заглушенном состоянии без применения растворов борной кислоты.