4.6. Представление о ядерных реакторах различного типа

Принципиальная схема ядерного реактора на так называемых тепловых (медленных) нейтронах показана на рис. 65.1. Перед тем, как перейти к описанию его работы, напомним, что расщепление ядра делящегося элемента происходит вследствие попадания в него нейтрона. При этом возникают движущиеся с большой скоростью осколки деления (ядра других элементов) и 2—3 новых нейтрона. Последние способны вызывать деление новых ядер и характер дальнейшего процесса будет зависеть от характера изменения баланса нейтронов. Если из образующихся после каждого акта расщепления ядра 2—3 нейтронов, 1—2 нейтрона будут «погибать» (т.е. не вызывать акта следующего деления), то оставшийся и расщепивший следующее ядро 1 нейтрон будет постоянно «поддерживать» их существование. Если, например, в некоторый начальный момент существовало 100 нейтронов, то при описанных выше условиях этот уровень нейтронов будет поддерживаться постоянным, и реакция деления будет носить стационарный характер. Если число нейтронов будет увеличиваться, то произойдет тепловой взрыв, если уменьшаться, то реакция прекратится (или перейдет на меньший уровень тепловыделения). Чем выше стационарный уровень числа существующих нейтронов, тем больше мощность реактора.

Образующиеся в результате деления нейтроны могут быть быстрыми (т.е. иметь большую скорость) и медленными (тепловыми). Вероятность захвата медленного нейтрона ядром и его последующего расщепления больше, чем быстрого нейтрона. Поэтому твэлы окружают замедлителем (обычно это вода, графитовая кладка и другие материалы). Быстрые нейтроны замедляются, и поэтому рассматриваемые ниже энергетические реакторы относятся к реакторам на медленных (тепловых) нейтронах.

Для уменьшения утечки нейтронов из реактора его снабжают отражателем. Обычно он делается из таких же материалов как и замедлитель.

Рисунок 4.6.1. Схема ядерного реактора на тепловых нейтронах

Изменяют мощность реактора с помощью стержней системы регулирования и защиты (СУЗ), выполненных из материалов хорошо поглощающих нейтроны. При опускании стержней (см. рис. 4.6.1) поглощение нейтронов увеличивается, общее число нейтронов уменьшается, и мощность реактора также уменьшается вплоть до полной остановки.

Реактор окружается биологической защитой — кладкой из тяжелого бетона, предохраняющей персонал от воздействия медленных и быстрых нейтронов и ионизирующего излучения.

Количество стационарно существующих нейтронов определяет число образующихся осколков деления ядер, которые разлетаются в разные стороны с огромной скоростью. Торможение осколков приводит к разогреву топлива и стенок твэлов. Для снятия этого тепла в реактор (см. рис. 4.6.1) подается теплоноситель, нагрев которого и представляет цель работы ядерного реактора. В наиболее распространенных типах ядерных реакторов в качестве теплоносителя используют обычную воду, естественно, высокого качества.

Практически вся мировая атомная энергетика базируется на корпусных реакторах. Как следует из самого названия, их главной особенностью является использование для размещения активной зоны толстостенного цилиндрического корпуса.

В свою очередь корпусные реакторы выполняют с водой под давлени­ем (в английской транскрипции PWR — pressed water reactor, в русской ВВЭР — вода-водяной энергетический реактор), и кипящие (BWR — boiling water reactor). В водо - водяном реакторе циркулирует только вода под высоким давлением. В кипящем реакторе в его корпусе над поверхностью жидкости образуется насыщенный водяной пар, который направляется в паровую турбину. В России реакторы кипящего типа не строят. В корпусных реакторах и теплоносителем, и замедлителем является вола.

Альтернативой корпусным реакторам являются канальные реакторы, которые строили только в Советском Союзе под названием РБМК — реактор большой мощности канальный. Такой реактор представляет собой графитовую кладку с многочисленными каналами, в каждый из которых вставляется как бы небольшой кипящий реактор малого диаметра. Замедлителем в таком реакторе служит графит, а теплоносителем — вода.

На рис. 4.6.2 , а показан продольный разрез реактора ВВЭР-1000, на рис.4.6.2, б — его внешний вид.

Рисунок 4.6.2. Ядерный реактор ВВЭР-1000

Дно шахты 5 имеет многочисленные отверстия, через которые вода попадает внутрь шахты, где располагается активная зона, состоящая из отдельных шестигранных ТВС (рис. 4.6.3), каждый из которых содержит 312 твэлов (рис. 4.6.4).

Рис. 4.6.3. Тепловыделяющая сборка Рис. 4.6.4. ВВЭР-1000 реактора типа ВВЭР-1000. Тепловыделяющий элемент.

Поступивший через перфорированное дно шахты теплоноситель движется вверх, омывает твэлы, разогретые процессом деления ядерного горючего, нагревается и с температурой 322,5 °С через перфорации в верхней части шахты и четыре выходных отверстия направляется в четыре парогенератора.

Рисунок 4.6.5. Элементы для изготовления корпуса реактора ВВЭР-1000 с указанием размеров и масс.

Корпус реактора представляет собой уникальную конструкцию, сва­ренную из отдельных обечаек (рис. 4.6.5), изготавливаемых ковкой. Масса обечаек достигает почти 100 т. Они выполняются двухстенными. Наружная часть — из термостойкой высокопрочной стали, а внутренняя плакируется слоем аустенитной нержавеющей стали толщиной 10—20 мм.

Масса корпуса без крышки превышает 300 т, а крышки и шпилек достигает 100 т.

Рисунок 4.6.6. Поперечные размеры по реактору ВВЭР-1000

На рис. 4.6.6 показаны поперечные разрезы по активной зоне и по приводам СУЗ реактора ВВЭР-440, имеющего конструкцию, аналогичную реактору ВВЭР-1000.

Рисунок 4.6.7. Реактор ВВЭР-440 в бетонной шахте и с защитным колпаком

Реактор канального типа РБМК-1000 показан на рис. 4.6.8, а его технические данные следующие:

Мощность энергоблока электрическая, МВт......... ..1000

Мощность реактора тепловая, МВт......................... .3200

КПД,%...................................................................... ….31.3

Высота активной зоны, м.......................................... 7

Диаметр активной зоны, м....................................... 1,8

Число каналов............................................................ 1693

Загрузка топлива....................................................... 192

Обогащение топлива, %............................................ 2

Диаметр твэла, мм...................................................... 13,6

Рисунок 4.6.8. Реактор РБМК-1000

Он состоит аз собственно реактора 1, барабанов-сепараторов 3, главных циркуляционных насосов 6 и водяных и пароводяных коммуникаций.

Рисунок 4.6.9. Технологический канал ректора РБМК-1000

Активная зона реактора представляет собой графитовую кладку 10 (рис. 4.6.9) из блоков сечением 250x250 мм. В центре каждого блока выполнено вертикальное отверстие (канал), в которое помещается парогенерирующее устройство. Совокупность парогенерирующего устройства, кладки и элементов их установки называют технологическим каналом. Он включает в себя трубу, состоящую из центральной (циркониевой) части 11, расположенной в области графитовой кладки 10.

Корпус реактора состоит из цилиндрического сосуда (см. рис, 4.6.2) и крышки 3, притягиваемой к сосуду шпильками 2. В сосуде подвешивается шахта 5, представляющая собой тонкостенный сосуд с уплотнением 6 и системой отверстий, обеспечивающих направленное движение теплоносителя. Теплоноситель (вода) поступает по четырем штуцерам в кольцевое пространство между корпусом и шахтой и движется вниз между ними. На этой стадии вода выполняет двух концевых частей 4 и 14. Внутри центральной части трубы подвешивается ТВС, состоящая из двух последовательно расположенных пучков (рис. 4.6.10). Каждый пучок состоит из 18 стержневых твэлов.

Рисунок 4.6.10. Пучок твэлов ТВС реактора РБМК

Активная зона (графитовая кладка) окружается стальным герметичным кожухом и заполняется смесью гелия и азота при небольшом избыточном давлении.

4.7. Классификация атомных реакторов

Все реакторы можно классифицировать по:

1) назначению:

- энергетические (основное требование к экономичности термодинамического цикла);

- исследовательские (пучки нейтронов с определенной энергией);

- транспортные (компактность, маневренность);

- промышленные (для наработки плутония, низкотемпературные, работают в форсированном режиме);

- многоцелевые (например, для выработки электроэнергии и опреснения морской воды);

2) виду замедлителя

- легководные (наиболее компактны);

- графитовые (в расчете на единицу мощности имеют наибольшие размеры);

- тяжеловодные (несколько меньших размеров по сравнению с графитовыми);

3) виду теплоносителя

- легководные (наиболее распространенные);

- газоохлаждаемые (также широко распространены);

- тежеловоджные (редко применяемые и только там, где замедлитель тоже тяжелая вода);

- жидкометаллические (в реакторах на быстрых нейтронах);

4) энергетическому спектру нейтронов

- на тепловых нейтронах (наиболее освоенные, требуют наименьшей удельной загрузки ядерного топлива по делящемуся изотопу);

- на быстрых нейтронах (так называемые «быстрые реакторы» предназначены также и для воспроизводства ядерного топлива);

- на промежуточных нейтронах (только в специальных исследовательских установках);

5) структуре активной зоны

- гетерогенные (все работающие в настоящее время реакторы);

- гомогенные (пока находятся в стадии исследования и отдельных опытных образцов).