Ядерные энергетические установки

Типы ядерных реакторов

(См. презентацию по ядерной реакции)

На атомных электрических станциях тепловая энергия, которая идет на производство пара, выделяется при делении ядер атомов вещества, это вещество называется ядерным топливом или ядерным горючим. Им служит в основном обогащенный природный уран U238 в смеси с ураном U235 и иногда торий (Th 232). Ядерное топливо выделяет теплоты в миллион раз больше, чем лучшее органическое топливо.

Ядра урана и тория под воздействием нейтронов распадаются на два осколка. Так как ядра осколков при этом оказываются одноименно заряженны-ми, то, отталкиваясь друг от друга, они приобретают большие скорости и энер-гично взаимодействуют с окружающей средой. Это приводит к преобразованию кинетической энергии осколков и нейтронов в теплоту молекул среды (теплоносителя).

Устройство, в котором происходит саморазвивающийся регулируемый процесс деления атомных ядер с преобразованием освобождающейся при этом ядерной энергией в теплоту, называется реактором. Энергия деления изотопа урана с массой 235 в среднем составляет 210 МэВ на один распад (1 Эв = 1,6·10^-19 Дж). В реакторе одновременно с процессом деления происходит поглощение части нейтронов ураном и материалами, входящими в основном в активную зону реактора. Эти потери нейтронов должны восполняться, а это возможно лишь при условии, если деление каждого ядра будет сопровождаться образованием двух, трех и больше новых нейтронов.

Вообще цепной процесс деления возможен при условии, если число нейтронов второго поколения равно или больше его первоначального количества, т. е. когда величина k ≥ 1, где k представляет собой коэффициент размножения нейтронов, характеризующий «рождение» новых нейтронов. При этом, если величина k больше единицы, неизбежен лавинообразный процесс размножения нейтронов. В связи с этим очень большое значение имеет точное и своевременное регулирование количества нейтронов, участвующих в последующих делениях ядер.

Регулирование стало возможным после того, как было установлено, что в процессе деления участвуют не только мгновенные нейтроны, образующиеся при делении ядра, но и запаздывающие их группы, испускаемые осколками по истечении 0,6 – 80 секунд. Так как число запаздывающих нейтронов в процессе деления несколько меньше 1 %, то, приняв коэффициент размножения близкимединице (0,99 –1,01), можно соответственно замедлить или ускорить развитие процесса за счет запаздывающих нейтронов. При этом изменения в процессе будут происходить не сразу, а через 1 –1,5 минуты, что позволяет регулировать реакции деления ядер и управлять ими.

Управление реакцией деления производится с помощью регулирующих стержней (из бороциркониевого сплава и оксида европия). Такие стержни, погруженные в активную зону реактора, интенсивно поглощают нейтроны и уменьшают число деления ядер урана 235. Изменяяглубину погружения стержней, можно достаточно точно влиять на процесс работы реактора в широких пределах.

Выгорание ядерного топлива, а, следовательно и накапливание осколков деления и их радиоактивный распад сопровождаются непрерывным изменени-ем состава активной зоны реактора. В связи с этим непрерывно изменяется и коэффициент размножения нейтронов. Таким образом, режим реактора не является стационарным, даже если он работает с постоянной тепловой нагрузкой.

При работе реактора в определенных пределах наблюдается саморегули-рование процесса в зависимости от изменения температуры. Например, при интенсивном отводе тепла температура активной зоны реактора понижается, что (из-за увеличившейся плотности замедлителя) вызовет увеличение соударений,следовательно, образование большого числа тепловых нейтронов. Это, в свою очередь, увеличит количество делений ядер и вызовет восстановление тепловой мощности реактора.

Наиболее освоенными энергетическими реакторами являются водоводя-ные энергетические реакторы типа ВВЭР.

Такой реактор представляет собой металлический корпус с размещенными в нем кассетами. Каждая кассета состоит из металлического кожуха с собранными в нем цилиндрическими стержнями. Стержни, в свою очередь, состоят из тонкой циркониевой оболочки, заполненной ураном. Стержни являются тепловыделяющими элементами (твэла-ми).

Через корпус реактора, т.е. через кассеты тепловыделяющих элементов, насосами прогоняется теплоноситель, который нагревается засчет теплоты, выделяющейся в результате реакции деления ядерного топлива.

Ядра атомов U235 – обладают способностью самопроизвольно делиться. Осколки деления разлетаются с огромной скоростью (2 10⁴ км/ч). За счет преобразования кинетической энергии этих частиц в тепловую в тепловыделяющих элементах выделяется большое количество теплоты. Преодолеть металлический кожух тепловыделяющих элементов способны только нейтроны. Попадая в соседние твэлы, они вызывают деление ядер урана 235 в них и создают цепную реакцию.

Вода, являясь теплоносителем, одновременно выполняет роль замедлителя нейтронов. Для поддержания цепной реакции нужны замедленные тепловые нейтроны, скорость которых не превышает 2 км/с. Именно двоякая роль воды в реакторе подобного типа определила его название - водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР). Такой реактор называют также реактором на тепловых (медленных) нейтронах.

Схема АЭС, в которой пар, направляемый в турбину, производится реактором, называется одноконтурной (рисунок 6.1,а).

Вода, в особенности содержащая твердые примеси, становится радиоак-тивной в корпусе реактора. Поэтому в одноконтурных АЭС все оборудование работает в радиационно-активных условиях. Это усложняет его эксплуатацию. Преимуществом таких АЭС является лишь простота конструкции.

Рисунок 6.1. Принципиальные схемы одно- и двухконтурной АЭС: а – одноконтурная схема; б – двухконтурная схема; 1 – реактор; 2 – турбина; 3 – парогенератор; 4 - конденсатор; 5 – деаэратор; 6 – сепаратор; 7 – паросборник; 8 – компенсатор объема; 9 – конденсатный насос; 10 – циркуляционный насос;

11 – питательный насос; 12 – промежуточный пароперегреватель

В двухконтурных АЭС (рисунок 6.1,б)контуры первичного теплоносителя и рабочего тела разделены. Теплоноситель, циркулирующий в первом контуре, является источником теплоты для второго контура. Во втором контуре имеется парогенерирующее устройство, в котором образуется пар для паротурбинной установки. В этом случае рабочее тело обладает гораздо меньшей радиационной активностью, что упрощает эксплуатацию АЭС.

В первом контуре двухконтурной АЭС поддерживается более высокое давление, чем давление пара во втором контуре, чтобы избежать вскипания во-ды. Для уменьшения давления в реакторе можно использовать теплоноситель кипящих при высокой температуре жидких металлов или газа.

Для существующих АЭС характерен низкий перегрев пара. Пар поступает в турбину насыщенным, поэтому при достижении предельной влажности (по условиям эрозийного износа лопаток 8-12%) он выводится из промежуточных ступеней турбины и пропускается через сепаратор 6 для отделения влаги, а затем через пароперегреватель. Затем пар снова поступает в последующие ступени турбины.КПД АЭС ниже конденсационных электростанций, его величина - 35%.

Единичные мощности энергоблоков достигают 1000 МВТ и более. Себе-стоимость производимой на АЭС энергии сопоставима с себестоимостью электроэнергии, отпускаемой с ТЭС.

В настоящее время имеются и другие типы реакторов. Кроме корпусных водо-водяных энергетических реакторов (ВВЭР) используются созданные нашими учеными канальные реакторы типа РБМК и реакторы-размножители на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем типа БН.

Вопросы для самопроверки

1. Из каких элементов состоит паровой котел? Объясните их назначение и устройство.

2. Из каких процессов состоит водоподготовка?

3. Как происходит очистка продуктов сгорания?

4. Из каких элементов состоит органическое топливо?

5. Для каких целей составляется тепловой баланс парового котла и какими спо-собами он рассчитывается?

6. Расскажите, как происходит саморазвивающийся регулируемый процесс де-ления атомных ядер в ядерном реакторе.

7. Какие типы АЭС вы знаете? В чем преимущество двухконтурных АЭС?

8. Расскажите об устройстве водо-водяного энергетического реактора. Почему он так называется?

Лекция 8