Принцип работы и основные компоненты атомного реактора

Ядерный реактор представляет собой устройство, предназначенное для организации и поддержания управляемой цепной реакции деления ядер некоторых тяжелых элементов, в результате которой высвобождается ядерная энергия, преобразуемая в тепловую с последующим использованием ее внешним потребителем. В качестве природного ядерного топлива используется уран. В природном уране содержаться три изотопа: . Из этого числа путем деления цепную реакцию поддерживает только изотоп . Доля этого изотопа составляет лишь 0,714%. Более 99% приходится на неделящийся изотоп . Содержанием третьего изотопа в виду малости пренебрегают.

При облучении урана нейтронами происходят следующие ядерные реакции:

Таким образом, при поглощении нейтрона вероятны два возможных события: либо деление ядра на два более легких осколка (наиболее вероятная реакция), либо радиационный захват нейтрона с образованием неделяющегося изотопа . В расчете на одно деление в толще урана выделяется энергия ~ 200 МэВ и образуются 2-3 свободных нейтрона. Выделившаяся тепловая энергия отводится во внешний контур. Появившиеся новые нейтроны используются в последующих ядерных реакциях, в том числе для поддержания цепной реакции деления.

В соответствии со второй реакцией, также поглощает нейтроны. В результате радиационного захвата образуется коротко живущий изотоп . Последний посредством излучения - частицы с периодом полураспада 23,5 мин., превращается в новый изотоп , который также испытывает - распад с периодом 2,3 сутки. По мере распада нептуния в тоще урана накапливается , который под действом нейтронов может делиться. Следовательно, нуклид также может быть использован в качестве ядерного топлива.

Отношение масс вновь накопленного топлива и выгоревшего исходного называется коэффициентом воспроизводства (КВ) и представляет важную эксплуатационную характеристику реактора. В зависимости от типа реактора КВ может быть меньше или больше единицы и, в частном случае, близким к единице. Если рассмотреть баланс нейтронов, то в процессе одного акта деления в среднем образуются 2,5-3 нейтрона. Часть нейтронов участвует в последующих реакциях деления, часть идет на образование нового ядерного топлива . Еще одна часть поглощается продуктами деления и конструкционными материалами, часть покидает реактор, не про взаимодействовав ни с чем. Их называют нейтронами утечки. Для самоподдерживающейся цепной реакции деления с выделением тепла на постоянном уровне необходимо, чтобы на каждый акт деления после всех потерь оставался один нейтрон. В этом случае реактор будет находиться точно в критическом состоянии.

Важной характеристической, определяющей состояние реактора является коэффициент размножения , равный отношению числа нейтронов данного поколения к числу нейтронов предшествующего поколения. При реактор находиться в критическом состоянии и работает с постоянным энерговыделением. Если же , то цепная реакция затухает и энерговыделение прекращается. При реакция деления будет непрерывно возрастать и для прекращения роста энерговыделения необходимо уменьшать до единицы. Для достижения критического состояния в реакторе необходимо иметь строго определенные количество ядерного топлива, равное так называемой критической массе. При массе менее критической реакция затухает, а при массе более критической реактор разгоняется с непрерывным возрастанием энерговыделения.

Основой любой ядерной энергетической установки (рис. 1.3) является реактор, в котором размещается активная зона реактора 15, где происходит цепная реакция деления ядерного горючего с выделением тепловой энергии. Теплоноситель 13 транспортирует выделившееся в результате распада ядерного горючего тепло в парогенератор 3, где происходит передача этого тепла во внешний, II контур. Образовав­шийся в парогенераторе пар направляется в паровую турбину 4. Та­кая схема ЯЭУ называется двухконтурной. I контур работает в усло­виях облучения, во II контуре активность отсутствует.

Рис. 1.3. Принципиальная тепловая схема двухконтурной ядерной энергетической установки с реактором типа ВВЭР:

1-реактор, 2- стержни регулирования и аварийной защиты, 3- парогенератор, 4- турбины, 5- электрогенератор; 6 — конденсатор: 7— конденсатный насос: 8 — регенеративные подогреватели; 9 — деаэратор; 10 — питательный насос; 11 — главный циркуляционный насос: 12 — отражатель нейтронов; 13 — теплоноситель; 14 — биологическая защита: 15 — активная зона, 16 — корпус реактора

Парообразование может происходить и непосредственно в активной зоне реактора (рис. 1.3); в этом случае парогенератор ЯЭУ отсутству­ет и образующийся в реакторе пар идет непосредственно в турбину. Такая схема называется одноконтурной. В одноконтурной установке все оборудование работает в условиях облучения.

При использовании в качестве теплоносителя жидких металлов (например, натрия) передача тепла от теплоносителя (жидкого метал­ла) во внешний контур происходит через промежуточный контур. В этом случае только I контур работает в условиях облучения. Промежуточный контур разделяет радиоактивный контур жидкого металла и III контур рабочего тела (пароводяной контур), исключая, таким образом, возможность их взаимодействия. Такие схемы называются трехконтурными (рис. 1.4).

Рис. 1.4.Принципиальная тепловая схема одноконтурной ядерной энергетической установки с уран-графитовым реактором:

1 — уран-графитовый реактор; 2— технологический канал; 3 — барабан-сепаратор, 4- турбина, 5—электрогенератор; 6—конденсатор; 7—конденсатный насос: 8 — регенеративные по­догреватели; 9 — деаэратор; 10 — питательный насос; 11 — циркуляционный насос.

Тепловая энергия пара, расширяющегося в паровой турбине, превращается в механическую энергию вращения турбины, а послед­няя, в свою очередь, превращается в электрогенераторе 5 в электрическую энергию. Пар, проработав в турбине, конденсируется в конден­саторе 6 за счет отвода тепла технической водой, и конденсат через систему регенеративных подогревателей низкого и высокого давления 8 и дегазатор (деаэратор) 9 поступает в парогенератор (при двух- и трех­контурной схемах) или в реактор (при одноконтурной схеме). По двух­контурной схеме работают также ядерные энергетические установки при использовании в I контуре газовых и органических теплоносителей.

По типу распределения топлива в активной зоне реакторы подразделяют на гомогенные и гете­рогенные. В гомогенных реакторах ядерное топливо в активной зоне находится в виде однородной массы (раствора, смеси, суспензии или химического соединения с замедлителем и теплоносителем). В гетеро­генных реакторах твердое топливо в виде таблеток помещают в тепловы­деляющие элементы (твэлы), где горючее отделено от замедлителя и теплоносителя оболочкой твэла. На всех действующих промышлен­ных АЭС и транспортных ЯЭУ используют только гетерогенные реак­торы.

По виду используемого теплоносителя реакторы подразделяются на реакторы с водой под давлением (ВВЭР — водо-водяные энергети­ческие реакторы), кипящие, тяжеловодные, газовые реакторы, реакто­ры с жидкометаллическими и органическими теплоносителями. По конструктивному оформлению различают реакторы корпусного и ка­нального типов. В реакторах корпусного типа активная зона помеща­ется внутри корпуса, где теплоноситель выполняет одновременно и роль замедлителя. В реакторах канального типа теплоноситель и замедли­тель разделены.

В качестве ядерного горючего могут использоваться только три радионуклида: ²³⁵U, ²³³U, ^23SPu. В природном уране содержится 0,71% ²³⁵U, или 7,1 кг на тонну. Остальная часть приходится в основном на ²³⁸U. Сырьем для получения делящихся нуклидов ²³³U и ²³⁹Pu служат ²³²Th и соответственно; ²³³Uи ²³⁹Рu называют вторичным ядерным горючим.

Для уменьшения объема активной зоны реактора (и соответствен­но внешних его размеров) количество делящихся нуклидов (²³⁵U, ²³³U, ²³⁹Pu) в смеси топлива повышают, т. е. используют обогащение топли­ва. Обогащение топлива резко повышает его стоимость.

Тепловыделяющие элементы диаметром 6—14 мм компонуют в кас­сеты. На рис. 1.5 показана кассета с твэлами цилиндрической формы для реактора типа ВВЭР. Твэлы представляют собой устройства, со­держащие твердое ядерное горючее и обеспечивающие при помещении их в активную зону реактора цепную реакцию деления, генерацию теп­ловой энергии, а при наличии в их составе материалов воспроизвод­ства — накопление нуклидов ²³³U и ²³⁹Рu. В наиболее общем случае твэл включает в себя сердечник с ядерным горючим, оболочку, хвосто­вики и дистанционирующие детали.

В реакторах на тепловых нейтронах для замедления нейтронов используют материалы с относительной малой атомной массой. В качестве материала замедлителей служат обычная и тяжелая вода, графит, бериллий и некоторые органические жидкости. Для уменьшения утечек нейтронов из активной зоны используют отражатели нейтронов. В качестве отражателей используют те же материалы что и замедлители. Тепло, выделяющееся при делении ядерного горючего, отводят с помощью следующих теплоносителей: обычной воды (с кипением и без кипения в реакторе), тяжелой воды, газов (углекислоты, азота, ге­лия, водорода и их смесей), жидких металлов (натрия, калия, висму­та, свинца, ртути) и органических жидкостей (например, дифинильной смеси).

Регулирование мощности реактора осуществляется изменением вво­димого в активную зону количества вещества, поглощающего нейтро­ны. Эти вещества вводятся в активную зону реактора обычно в виде стержней различного профиля, но могут вводиться и в виде поглощаю­щих добавок в топливо или в состав конструкционных материалов ак­тивной зоны. Используется и «мягкое» регулирование. В этом случае поглощающее нейтроны вещество в виде раствора циркулирует либо с теплоносителем, либо в отдельном контуре. Этим веществом могут быть борная кислота, соли кадмия и др. «Мягкое» регулирование для современных реакторов типа *ВВЭР обязательно. При этом возникают проблемы радиолиза, коррозии конструкционных материалов, регу­лирования концентрации поглощающего вещества.

Для быстрого останова реактора используют стержни аварийной защиты. Конструктивное оформление и требования к материалам этих стержней такие же, как к стержням регулирования. В качестве материа­лов регулирующих стержней и системы аварийной защиты использу­ют материалы, содержащие хорошо поглощающие нейтроны элемен­ты: В, Cd, Hf, In, Ag, Eu, Gdи Sm.

Корпус мощных энергетических реакторов имеет внушительные размеры (диаметр до 4 м и высота до 12 м). Для изготовления корпуса реактора используют стали 48ТС, 1Х18Н10Т. При выполнении корпуса реактора из перлитной стали для уменьшения выхода продуктов коррозии в теп­лоноситель, а также для уменьшения возможности наводороживания корпуса, снижающего его пластичность, на его внутренней поверхности делают наплавку из аустенитной нержавеющей стали. Вместо наплав­ки повысить коррозионную стойкость материала корпуса можно соз­данием на его поверхности защитной окисной пленки (например, при обработке ее комплексонами или другими способами).