Министерствообразования Украины
Днепропетровскийнациональный университет
Кафедра«Технология производства»
Ядернаяэнергетика и особые подходы к работоспособности конструкционных материалов
Выполнила: Бакижанова Д.С
Проверила:Манжелевский С.В
Днепропетровск
ДНУ
2011
Ядерная энергетика является отраслью энергетики,которая использует атомную энергию (ядерную энергию) в целях выработкиэлектрического тока и параллельно тепловой энергии. Источниками энергии АЭС(атомных электростанций) являются ядерные реакторы, в которых протекаетконтролируемая цепная реакция деления ядер в тяжелых элементах, в ходе которой(при делении ядер плутона или урана) производится тепловая энергия, котораяпутем преобразования превращается электрическую энергию (таким же образом, каки на тепловых электростанциях).
Если происходитзначительное истощении запасов природных ресурсов (газа, угля, торфа или нефти)ядерное топливо на сегодняшний день является единственным реальным способомнадежного обеспечения граждан необходимым ему количеством электроэнергии.
Рост потребителейэлектрического тока привело к тому, что в отдельных странах мира уже ощутиманехватка природного топлива и все большее развитых стран становятся зависимы отимпорта иностранных энергоресурсов.
Работа все атомныеэлектростанции построена на ядерных реакторах двух типов: на быстрых и тепловыхнейтронах. Реакторы, работающие на тепловых нейтронах получили наибольшееприменение во всем мире.
Установленные на первыхдействующих атомных электростанциях реакторы уран-графитового состава не имелитяжелого и достаточно громоздкого корпуса выполненного из стали, что являетсявесьма заманчивым, так как оно позволяет заводам тяжелого машиностроения незаниматься изготовлением стальных изделий огромных размеров и значительноснижает себестоимость АЭС.
В настоящее время в мирепостроено достаточно много различных реакторов работающих на тепловых нейтронахс различными теплоносителями и замедлителями. Учеными доказано, что атомныеэлектростанции с реакторами, работающими на тепловых нейтронах составляютдостойную конкуренцию обычным ТЭС, но в то же время масштабы развития атомныхэлектростанций значительно сдерживаются низкой эффективностью при использованииприродного урана реакторами, работающими на тепловых нейтронах.
Атомная энергетикаУкраины — отрасль украинской энергетики. По количеству энергетических реакторовУкраина занимает десятое место в мире и пятое в Европе, все типа ВВЭР. НаУкраине действуют 4 атомных электростанции с 15 энергоблоками, одна из которых,Запорожская АЭС с 6 энергоблоками общей мощностью 6000 МВт, является крупнейшейв Европе. В 2009 году вклад атомной энергетики составлял 48% от общегопроизводства электричества в стране, общая мощность АЭС равнялась 13 835 МВт [1].
До 2011 года всё ядерноетопливо поставлялось из России компанией ТВЭЛ. В 2011 году компанияWestinghouse Electric Company (англ.)русск. начала поставки своих ТВС наУкраину. Согласно заключённому в 2008 году контракту, Westinghouse поставит неменее 630 ТВС в течение 2011—2015 годов для поэтапной замены российскоготоплива на минимум 3 энергоблоках с ВВЭР-1000 [2].
В 2006 году правительствоУкраины запланировало строительство 11 новых энергоблоков к 2030 году[1].
Ядерным (или атомным)реактором называется устройство, в котором осуществляется управляемая реакцияделения ядер.
Первые ядерныереакторы. Впервыецепная ядерная реакция деления урана была осуществлена в США коллективом ученыхпод руководством Энрико Ферми в декабре 1942 г.
В Советском Союзе первыйядерный реактор был запущен 25 декабря 1946 г. коллективом физиков, который возглавлял учёный Игорь Васильевич Курчатов.
В настоящее время созданыразличные типы реакторов, отличающихся друг от друга как по мощности, так и посвоему назначению.
В ядерных реакторах,кроме ядерного горючего, имеется замедлитель нейтронов и управляющие стержни.Выделяемая энергия отводится теплоносителем.
Основными элементамиядерного реактора является: ядерное горючее, замедлитель нейтронов (тяжелая илиобычная вода, графит и др. ), теплоноситель для вывода энергии, образующейсяпри работе реактора(вода, жидкий натрий и др.) и устройств для регулированияскорости реакции (вводимые в рабочее пространство реактора стержни, содержащиекадмий или бор – вещества, которые хорошо поглощают нейтроны).
Снаружи реактор окружаютзащитной оболочкой, задерживающей гамма- излучение и нейтроны. Оболочкувыполняют из бетона с железным заполнителем.
Лучшим замедлителемявляется тяжелая вода. Обычная вода сама захватывает нейтроны и превращается втяжелую воду. Хорошим графит, ядра которого не поглощают нейтронов.
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР, устройство, в которомосуществляется управляемая ядерная цепная реакция, сопровождающаяся выделениемэнергии. Первый ядерный реактор построен в декабре 1942 в США под руководствомЭ. Ферми. В Европе первый ядерный реактор пущен в декабре 1946 в Москве подруководством П. В. Курчатова. Составными частями любого ядерного реактораявляются: активная зона с ядерным топливом, обычно окружённая отражателемнейтронов, теплоноситель, система регулирования цепной реакции, защита, системадистанционного управления. Основной характеристикой ядерного реактора являетсяего мощность. Мощность в 1 Мвт соответствует цепной реакции, в которой происходит3*1016 актов деления в 1 сек.
Вактивной зоне ядерного реактора находится ядерное топливо, протекает цепнаяреакция ядерного деления и выделяется энергия. Состояние ядерного реакторахарактеризуется эффективным коэффициентом Кэф размножения нейтроновили реактивностью r:
r =(Кэф — 1)/Кэф.
Если Кэф> 1, то цепная реакция нарастает во времени, ядерный реактор находится внадкритичном состоянии и его реактивность ρ > 0; если Кэф 1.
Вкачестве делящегося вещества в большинстве Ядерный реактор применяют 235U. Если активная зона, кроме ядерноготоплива (природный или обогащённый уран), содержит замедлитель нейтронов(графит, вода и др. вещества, содержащие лёгкие ядра), то основная частьделений происходит под действием тепловых нейтронов (тепловой реактор). Вядерном реакторе на тепловых нейтронах может быть использован природный уран,не обогащённый 235U(такими были первые ядерные реакторы). Если замедлителя в активной зоне нет, тоосновная часть делении вызывается быстрыми нейтронами с энергией ξ > 10кэв (быстрый реактор). Возможны также реакторы на промежуточных нейтронах сэнергией 1 — 1000 эв.
Классификацияядерных реакторов
Поназначению и мощности ядерные реакторы делятся на несколько групп:
1)экспериментальный реактор (критическая сборка), предназначенный для изученияразличных физических величин, значение которых необходимо для проектирования иэксплуатации ядерных реакторов: мощность таких ядерных реакторов не превышаетнескольких кВт:
2)исследовательские реакторы, в которых потоки нейтронов и g-квантов, генерируемые в активнойзоне, используются для исследований в области ядерной физики, физики твёрдоготела, радиационной химии, биологии, для испытания материалов, предназначенных дляработы в интенсивных нейтронных потоках (в т. ч. деталей ядерного реактора),для производства изотопов. Мощность исследовательского ядерного реактора непревосходит 100 Мвт: выделяющаяся энергия, как правило, не используется. Кисследовательским ядерным реакторам относится импульсный реактор:
3)изотопные ядерные реакторы, в которых потоки нейтронов используются дляполучения изотопов, в т. ч. Pu и 3Ндля военных целей;
4)энергетические ядерные реакторы, в которых энергия, выделяющаяся при деленииядер, используется для выработки электроэнергии, теплофикации, опресненияморской воды, в силовых установках на кораблях и т. д. Мощность (тепловая)современного энергетического ядерного реактора достигает 3-5 Гвт.
Ядерныереакторы могут различаться также по виду ядерного топлива (естественный уран,слабо обогащённый, чистый делящийся изотоп), по его химическому составу(металлический U, UO2, UC ит. д.), по виду теплоносителя (Н2О, газ, D2O,органические жидкости, расплавленный металл), по роду замедлителя (С, Н2О,D2O, Be, BeO. гидриды металлов, без замедлителя).Наиболее распространены гетерогенные Ядерный реактор на тепловых нейтронах сзамедлителями — Н2О, С, D2O и теплоносителями — Н2О,газ, D2O[3].
Тепловыделя́ющийэлеме́нт (ТВЭЛ),конструктивный элемент ядерного реактора, в котором протекает цепная ядернаяреакция; служит для получения тепла, которое затем передаётся теплоносителю;состоит из сердечника и герметичной оболочки. Имеет форму цилиндра (сплошногоили пустотелого), пластины и др. с металлической оболочкой, внутрь которогопомещают сердечники, выполненные из делящегося материала, например из урана,тория, плутония или их сплавов с алюминием, цирконием и другими металлами, изпрессованных смесей порошков урана и алюминия (металлокерамические сердечники)или из спечённых или сплавленных оксидов или карбидов урана либо тория снаполнителями.
Наибольшеераспространение получили цилиндрические (стержневые) ТВЭЛы, в некоторых случаяхони могут иметь трубчатую, пластинчатую или другую форму. Герметичная оболочкаизготовляется главным образом из сплавов алюминия и циркония, слабо поглощающихнейтроны (в тепловых реакторах), а также из нержавеющей стали (в быстрыхреакторах); иногда для этих целей применяют графит высокой плотности. Оболочкадолжна обеспечивать надёжное разделение между теплоносителем и сердечником,существенно не изменять характер поглощения нейтронов в реакторе, не допускатьвыбросов осколков деления в теплоноситель и обладать высокой механическойпрочностью, коррозионной и термической стойкостью.
Конструктивно ТВЭЛывыпускают в виде отдельных элементов или объединяют в сборки (пакеты, кассеты,блоки). Их размещают в активной зоне реактора в каналах твёрдого замедлителя,через которые протекает теплоноситель, или пропускают через них жидкийтеплоноситель, служащий одновременно замедлителем ядерной реакции. Вэнергетических реакторах срок службы тепловыделяющих элементов может достигатьтрёх лет.
Изготовлениетепловыделяющих элементов осуществляется на автоматизированных линиях,объединяющих технологические и контрольные операции в единый технологическийкомплекс. Особое внимание уделяется технологии сварки нижней и верхней заглушеки контролю качества сварных швов и околошовных зон, которые должны обладатьвысокой прочностью и коррозионной стойкостью, отсутствием внешних и скрытыхдефектов, структурных аномалий и внутренних напряжений.
Гарантии качества инадежной работы тепловыделяющих элементов в течении проектного срокаэксплуатации в активной зоне реактора обеспечиваются многоступенчатой системойконтроля и приемки готовых изделий.
Тип ТВЭЛа определяетсятипом и назначением реактора, параметрами теплоносителя. ТВЭЛ должен обеспечитьнадежный отвод тепла от топлива к теплоносителю.
В большинстве современныхэнергетических реакторов (ВВЭР, РБМК), ТВЭЛ представляет собой стерженьдиаметром 9,1—13,5 мм и длиной несколько метров.
/>
Внутри ТВЭЛов происходитвыделение тепла за счёт ядерной реакции деления топлива и взаимодействия нейтроновс веществом материалов активной зоны и теплоносителя, которое передаётсятеплоносителю. Конструктивно, каждый твэл состоит из сердечника и герметичнойоболочки.
Помимо делящегосявещества (233U, 235U, 239Pu),сердечник может содержать вещество, обеспечивающее воспроизводство ядерноготоплива (238U, 232Th).
Сердечник
Сердечники бываютметаллическими, металлокерамическими или керамическими. Для металлическихсердечников используются чистые уран, торий или плутоний, а также их сплавы салюминием, цирконием, хромом, цинком. Материалом металлокерамическихсердечников служат спрессованные смеси порошков урана и алюминия. Длякерамических сердечников спекают или сплавляют оксиды или карбиды урана илитория (UO2, ThC2).
Высоким требованиям помеханической прочности и устойчивости физических свойств и геометрическихразмеров в условиях интенсивного нейтронного и γ-излучения наиболее соответствуют керамические иметаллокерамические сердечники, однако из-за наличия наполнителя для нихтребуется ядерное топливо повышенного обогащения (с содержанием 235U до 10 % и более). Для повышениястойкости сердечника, в него иногда добавляют материалы, интенсивно поглощающиенейтроны (например, молибден).
В большинствеэнергетических реакторов обычно применяют керамические сердечники из двуокисиурана (UO2), которые не деформируются втечение рабочего цикла выгорания топлива. Другое важное свойство этогосоединения — отсутствие реакции с водой, которая может привести в случаеразгерметизации оболочки ТВЭЛа к попаданию радиоактивных элементов втеплоноситель. Также, к достоинствам диоксида урана можно отнести то, что егоплотность близка плотности самого урана, что обеспечивает нужный потокнейтронов в активной зоне.
Оболочка
Хорошая герметизацияоболочки ТВЭЛов необходима для исключения попадания продуктов деления топлива втеплоноситель, что может повлечь распространение радиоактивных элементов запределы активной зоны. Также, в связи с тем, что уран, плутоний и их соединениякрайне химически активны, их химическая реакция с водой может повлечьдеформацию ТВЭЛа и другие нежелательные последствия. Материал оболочки ТВЭЛов долженобладать следующими свойствами:
· высокаякоррозионная, эрозионная и термическая стойкость;
· он долженсущественно изменять характер поглощения нейтронов в реакторе.
Оболочки ТВЭЛов внастоящее время изготавливают из сплавов алюминия, циркония, нержавеющей стали.Сплавы Al используются в реакторах стемпературой активной зоны менее 250—270 °C, сплавы Zr — вэнергетических реакторах при температурах 350—400 °C, а нержавеющая сталь, которая интенсивно поглощает нейтроны,— в реакторах с температурой более 400 °C. Иногда используют и другие материалы, например, графит.
В случае использованиякерамических сердечников, между ними и оболочкой оставляют небольшой зазор,необходимый для учёта различных коэффициентов теплового расширения материалов,а для улучшения теплообмена оболочку ТВЭЛа вместе с сердечниками заполняютгазом, который хорошо проводит тепло, чаще всего для этих целей используютгелий. В процессе работы ТВЭЛа исходный зазор (примерно 100 мкм по радиусу)уменьшается, вплоть до полного исчезновения.
Конструктивное исполнение
ТВЭЛ реактора ВВЭР-1000представляет собой трубку, заполненную таблетками из двуокиси урана UO2 игерметично уплотненную. Трубка ТВЭЛа изготовлена из рекристализованногоциркония, легированного 1 % ниобия (сплав Н-1). Плотность сплава 6,55 г/см³,температура плавления 1860°C. Для сплава Н-1 температура 350°C является своеобразной критической точкой, после которой прочностные свойства сплава ухудшаются,а пластические увеличиваются. Наиболее резко свойства изменяются притемпературах 400—500 °C. При температуре выше 1000°C цирконий взаимодействует с водяным паром, при 1200°C эта реакция протекает быстро (минуты)(при этом выделяющееся тепло реакции разогревает оболочку до температурыплавления (1860 °C) и образуется водород).
Наружный диаметр трубки ТВЭЛа9,1±0,05 мм, толщина 0,65±0,03 мм, внутренний диаметр — 7,72+0,08 мм.
В трубку с зазором0,19—0,32 мм на диаметр помещены таблетки двуокиси урана высотой 20 мм и диаметром 7,53−0,05 мм. В середине таблеток имеются отверстия диаметром 2,3 мм, а края скруглены фасками. В холодном состоянии общая длина столба таблеток в ТВЭЛе составляет 3530 мм. Длина трубки ТВЭЛа составляет 3800 мм, положение столба топливных таблеток зафиксировано разрезными втулками из нержавеющей стали и пружиной, не препятствующимитепловым перемещениям.
При герметизации ТВЭЛа еговнутренняя полость заполняется гелием под давлением 20—25 атм. Внутренний объемТВЭЛа (в холодном состоянии 181 см³) на 70 % заполнен таблетками топлива.Длина ТВЭЛа 3837 мм, вес — 21 кг, на нижней концевой пробке имеется поперечноеотверстие для крепления к нижней опорной решетке тепловыделяющей сборки.
Герметичность каждого ТВЭЛапроверяется гелиевым течеискателем. Герметизирующие элементы ТВЭЛа (трубка иконцевые детали) образуют оболочку, а таблетки двуокиси урана — топливныйсердечник.
Цирконий удачно сочетаетядерные и физические характеристики с механическими свойствами,коррозионностоек в большинстве сред, применяемых в качестве теплоносителейядерных реакторов и достаточно технологичен.
Таблетки двуокиси уранаимеют высокую температуру плавления (около 2800 °C), не взаимодействуют с водой и паром даже при высоких температурах, совместимы с материаломоболочки ТВЭЛа.
Двуокись урана имеетнизкую теплопроводность (в 40 раз меньше, чем у стали). Плотность двуокисиурана 10,4—10,8 г/см³. При протекании цепной реакции в объеме топливныхтаблеток равномерно выделяется энергия до 0,45 кВт/см³ (450 кВт/л).
Это тепло отводится изобъема таблеток к поверхности трубок (оболочек), охлаждаемых водой, поэтомунаибольшая температура устанавливается на оси симметрии таблеток.
При номинальной мощностиреактора температура на оси ТВЭЛа составляет около 1600 °C, а на поверхности таблеток — около 470 °C. Максимальная температура достигает соответственно1940 и 900 °C. Перепад температуры на газовом зазоре между таблетками и трубкой(оболочкой) в среднем составляет 100 °C, на оболочке — 23 °C. Температура наружной поверхности трубки ТВЭЛа составляет около 350 °C. Удельный тепловой поток составляет 0,6 МВт/м², а линейный тепловой поток — 17 кВт/мтрубки.
При номинальной мощностидавление гелия достигает 80—100 атм, а топливный сердечник ТВЭЛа удлиняется отнагрева на 30 мм.
Содержание делящегося235U в массе топливных таблеток составляет 4,4 % в начале кампании и 0,8—1 %при выгрузке из реактора. Около 5 % продуктов деления урана являютсягазообразными веществами, увеличивающими давление внутри оболочки ТВЭЛа на 80атм в конце кампании в горячем состоянии (давление теплоносителя в активнойзоне 160 атм). После охлаждения парциальное давление газообразных продуктовделения в оболочке ТВЭЛа составляет около 20 атм.
Для загрузки в реактор ТВЭЛыобъединяются в так называемые тепловыделяющие сборки (ТВС), которые в случаетвёрдого замедлителя размещают в специальных каналах, по которым протекаеттеплоноситель. В реакторах с жидким замедлителем сборки размещаютсянепосредственно в его объёме [4].
Характеристики
Основной параметр ТВЭЛа —глубина выгорания топлива, которая в энергетических реакторах достигает 40МВт·сут/кг, а время работы составляет до 3—4 лет. В современных ВВЭР выгораниетоплива ТВЭЛов достигает более 65 МВт·сут/кг U за 6-летнюю (по примерно 320сут.) кампанию.
Использованные ТВЭЛы подвергаютсяпереработке с целью извлечения неиспользованного в данной кампании или вновьнакопленного ядерного топлива.
Корпус ядерногореактора
Корпус реактораВВЭР-1000
Корпус — часть ядерногореактора, предназначенная для размещения в ней активной зоны, отражателейнейтронов и внутрикорпусных устройств и для организации отвода тепла. Корпусимеет патрубки для отвода теплоносителя, а также устройства герметизациивнутрикорпусного пространства.
Основные характеристикикорпуса ВВЭРПараметр ВВЭР-210 ВВЭР-363 ВВЭР-440 ВВЭР-1000 Рабочее давление, МПа 10 10,5 12,5 16 Внутренний диаметр, мм 3600 3560 3560 4155 Высота, мм 11100 12000 11800 10880 Максимальный диаметр, мм по бандажу 4400 4400 4270 4535 Толщина, мм Цилиндрической части 100 120 140 190 Зоны патрубков 180 200 200 265 Количество отверстий под входные и выходные патрубки 2/6 2/8 2/6 2/4 Масса корпуса, т 185,4 209,2 200,8 304 Количество шпилек 60 60 60 54 Диаметр резьбы шпилек, мм М130*6 М130*6 М130*6 М170*6
Корпус реактора типа ВВЭРпредставляет собой сложную конструкцию цилиндрической формы, изготовляемую изцельнокованых обечаек без продольных сварных швов, что повышает надежностьэксплуатации. Нижняя часть корпуса, где расположена активная зона, как правило,выполняется в виде целой цилиндрической оболочки с эллиптическим днищем безкаких-либо врезок и отверстий. Входные и выходные патрубки для подсоединенияглавных циркуляционных трубопроводов теплоносителя, а также другие коммуникациирасполагаются выше верхней части активной зоны не менее чем на 1000 мм.
При конструировании иизготовлении корпусов ВВЭР ставится задача обеспечения многолетней — (до 30лет) надежной эксплуатации реактора при различных режимах. Корпус реактораработает в очень жестких условиях: высокие давление и температуратеплоносителя, мощные потоки радиоактивного излучения, значительные скороститеплоносителя, который даже при высокой степени чистоты являетсякоррозионно-агрессивной средой. В процессе эксплуатации металл корпусаподвергается периодическим нагрузкам, связанным с колебанием давления итемпературы при установившихся и переходных режимах и с понижением давления доатмосферного и температуры до 60°С при плановых и аварийных остановках. Потокиядерного излучения, циклические нагрузки и длительное воздействие высокойтемпературы вызывают постепенное изменение свойств материала. Профилактическийосмотры ремонт элементов корпуса ограничены, вследствие их больше наведеннойрадиоактивности. Для работы в таких условиях предпочтительными материаламиявляются перлитные низколегированные стали типа 15Х2МФА и 22К. Помимо высокихмеханических и пластических свойств вышеперечисленные стали технологична присварке и изготовлении поковок массой до 200000 кг и толщиной до 600 мм. Внутренняя поверхность корпуса обычно покрывается антикоррозионнойнаплавкой, что значительно уменьшает выход продуктов коррозии в воду реактора.Изготовление корпусов ВВЭР, работающих при высоких давлениях (до 16 МПа) итемпературе (до 340 °С) теплоносителя, целиком из нержавеющих сталей невозможновследствие не технологичности и низкой прочности их.
Корпус ВВЭР-1000 имеетдва ряда патрубков диаметром 850 мм по четыре патрубка в ряду, для подключениячетырех циркуляционных петель главного циркуляционного контура.
Применение корпуса сдвухрядным расположением патрубков позволяет уменьшить габариты корпуса попатрубкам в плане по сравнению с однорядным расположением, а также упрощаетсхему циркуляции теплоносителя в реакторе за счет разделения потокатеплоносителя сплошной кольцевой перегородкой, что частично исключает появление«горячих» пятен в зоне концентраций напряжений у патрубков корпуса.
Однорядное расположениепатрубков на корпусах ВВЭР в свою очередь значительно упрощает технологию ивремя изготовления корпуса. С увеличением единичной мощности ВВЭР и расширениемстроящихся АЭС реакторы с однорядным расположением патрубков будутпредпочтительнее, так как определяющим фактором будет время изготовления, а негабариты.
Уплотнение главногоразъема и крепление крышки к корпусу осуществляются с помощью шпилек, при этомобеспечивается прочное прилегание торца фланца корпуса к торцу фланца крышки.Уплотнение главного разъема ВВЭР-1000 осуществляется двумя прокладками,установленными в канавки на торцевой поверхности фланца крышки. Прокладкиизготовлены из труб диаметром 35х5, наружная поверхность которых покрытаникелем. ядерный энергетика реактор
/>
Рис. Конструкция реактораВВЭР-1000
1—верхний блок; 2—приводСУЗ(системы управления и защиты); 3—шпилька; 4—труба для загрузкиобразцов-свидетелей; 5—уплотнение; 6—корпус реактора; 7—блок защитных труб; 8—шахта;9—выгородка активной зоны; 10—топливные сборки; 11—теплоизоляция реактора; 12—крышкареактора; 13—регулирующие стержни; 14—топливные стержни; 15—фиксирующие шпонки;
Таблица.Основные характеристики корпуса ВВЭРПараметр ВВЭР-210 ВВЭР-363 ВВЭР-440 ВВЭР-1000 Рабочее давление, МПа 10 10,5 12,5 16 Внутренний диаметр, мм 3600 3560 3560 4155 Высота, мм 11100 12000 11800 10880 Максимальный диаметр, мм по бандажу 4400 4400 4270 4535 Толщина, мм Цилиндрической части 100 120 140 190 Зоны патрубков 180 200 200 265 Количество отверстий под входные и выходные патрубки 02.июн 02.авг 02.июн 02.апр Масса корпуса, т 185,4 209,2 200,8 304 Количество шпилек 60 60 60 54 Диаметр резьбы шпилек, мм М130*6 М130*6 М130*6 М170*6
/>
Рис. Ядерный реакторБН-600
1. Шахта
2. Корпус
3. Главный циркуляционныйнасос 1 контура
4. Электродвигательнасоса
5. Большая поворотнаяпробка
6.Радиационная защита
7.Теплообменник«натрий-натрий»
8.Центральная поворотнаяколонна с механизмами СУЗ
9. Активная зона
Ядерный реактор БН-600выполнен с „интегральной" компоновкой оборудования, при которой активнаязона и оборудование первого контура (главные циркуляционные насосы ипромежуточные теплообменники) размещены в корпусе реактора.
Корпус реакторапредставляет собой бак цилиндрической формы с эллиптическим днищем и коническойверхней крышкой, выполненной с одиннадцатью горловинами — для поворотнойпробки, насосов первого контура, промежуточных теплообменников, элеваторовсистемы перегрузки тепловыделяющих сборок (ТВС). Цилиндрическая часть корпусасоединена с днищем путем сварки через переходное опорное кольцо, на которомустановлен опорный пояс, являющийся основой несущей конструкции внутри корпусареактора; он образует системой радиальных ребер три сливные камеры для натрия,выходящего из теплообменников.
На опорном поясесмонтировано все внутри-корпусное оборудование напорная камера с ТВС активнойзоны, зоны воспроизводства и внутреннего хранилища ТВС, первичная радиационнаязащита, промежуточные теплообменники, главные циркуляционные насосы первогоконтура. Нагрузка от массы реактора через опорное кольцо передается на катковыеопоры, которые опираются на фундаментную плиту.
В центре верхней частиреактора смонтировано поворотное устройство, состоящее из большой и малойповоротной пробок, эксцентрических друг относительно друга; на малой поворотнойпробке смонтирована колонна СУЗ, в которой расположены исполнительные механизмысистем: управления и защиты, перегрузки ТВС, внутриреакторного контроля.
Реактор размещен вбетонной шахте диаметром 15 м. Конструкционный материал реактора — нержавеющаясталь марки Х18Н9 В центре верхней части реактора смонтировано поворотноеустройство, состоящее из большой и малой поворотных пробок, эксцентричных друготносительно друга, на малой поворотной пробке смонтирована колонна СУЗ,несущая исполнительные механизмы систем управления и защиты, перегрузки ТВС,контроля активной зоны.
Для компенсации температурныхудлинений насосов первого контура и промежуточных теплообменников относительнокорпуса реактора использованы компенсаторы приваренные к горловине корпусареактора Корпус реактора заключен в страховочный кожух, исключающий возможностьвытекания натрия из реактора даже при разрывах его корпуса.
Активная зона и зонавоспроизводства собираются из шестигранных ТВС кассетного типа с размерами „подключ" 96 мм. Тепловыделяющая сборка состоит из твэлов, кожуха, головки длязахвата ТВС при перегрузках и хвостовика, с помощью которого ТВСустанавливается в гнездо напорного коллектора и поддерживается вертикально. Вхвостовике ТВС и в напорном коллекторе выполнены дроссельные устройства,обеспечивающие требуемое распределение расхода теплоносителя через ТВС, всоответствии с тепловыделением в них. Твэлы соединены между собой элементамикрепления и ограждены чехлом, связывающим в единое целое все части ТВС. Твэлызаполнены по длине активной зоны втулками из обогащенной окиси урана (или смесиокиси урана) и окиси плутония, а выше и ниже активной зоны расположены торцевыеэкраны из брикетов окиси„отвального" урана. Твэлы зоны воспроизводствазаполнены брикетами из „отвального" урана. Газовые полости над уровнемнатрия в реакторе заполнены аргоном [5].
Для регулированияядерного реактора важно, что часть нейтронов при делении вылетает из осколков сзапаздыванием. Доля таких запаздывающих нейтронов невелика (0.68% для 235U, 0,22% для 239Pu). Время запаздывания Тзапот 0,2 до 55 сек. Если (Кэф — 1) £ n3/n0, то число делений в ядерном реакторе растёт (Кэф> 1) или падает (Кэф
Дляуправления ядерного реактора служит система управления и защиты (СУЗ). ОрганыСУЗ делятся на: аварийные, уменьшающие реактивность (вводящие в ядерный реакторотрицательную реактивность) при появлении аварийных сигналов; автоматическиерегуляторы, поддерживающие постоянным нейтронный поток Ф (а значит — имощность); компенсирующие (компенсация отравления, выгорания, температурныхэффектов). В большинстве случаев это стержни, вводимые в активную зону ядерногореактора (сверху или снизу) из веществ, сильно поглощающих нейтроны (Cd, B и др.). Их движение управляется механизмами, срабатывающимипо сигналу приборов, чувствительных к величине нейтронного потока. Для компенсациивыгорания могут использоваться выгорающие поглотители, эффективность которых убываетпри захвате ими нейтронов (Cd, В,редкоземельные элементы), или растворы поглощающего вещества в замедлителе.Стабильности работы ядерного реактора способствует отрицательный температурный коэффициентреактивности (с ростом температуры r уменьшается). Если этот коэффициент положителен, то работаорганов СУЗ существенно усложняется.
Ядерныйреактор оснащается системой приборов, информирующих оператора о состоянииядерного реактора: о потоке нейтронов в разных точках активной зоны, расходе итемпературе теплоносителя, уровне ионизирующего излучения в различных частяхядерного реактора и в вспомогательных помещениях, о положении органов СУЗ и др.Информация, получаемая с этих приборов, поступает в ЭВМ, которая может либовыдавать её оператору в обработанном виде (функции учёта), либо на основанииматематической обработки. Этой информации выдавать рекомендации оператору онеобходимых изменениях в режиме работы ядерного реактора (машина — советчик),либо, наконец, осуществлять управление ядерного реактора без участия оператора(управляющая машина).
Список литературы
1. world-nuclear.org/info/inf46.html
2. atominfo.ru/news4/d0684.htm
3. Ядерная энергетика. Проблемы иперспективы. Экспертные оценки. Под ред. А.П. Александрова и др… Изд. ИАЭ им.И.В. Курчатова, М. 1989г. 489с
4. Бойко В.И., Кошелев Ф.П. Ядерныетехнологии в различных сферах человеческой деятельности Томск, Изд-во ТПУ,2006, 342 с
5. Кесслер Г. Ядерная энергетика М.,Энергоатомиздат, 1986, 264 с.