Книга о сталкерах чернобыльской зоны... Виды атомных реакторов

Типы ядерных реакторов. | Бесплатные курсовые, рефераты и дипломные работы

Главным и наиболее опасным элементом атомных станций является ядерный (атомный) реактор. С момента пуска первого атомного реактора «Enrico Fermi» на теннисном корте бывшего футбольного стадиона в Чикаго (США) в 1942 году прошло более полувека. За это время во многих странах мира разработано и построено большое число реакторов различных типов, отличающихся как своими размерами, так и мощностью (от долей ватта до сотен тысяч киловатт). В России первый атомный реактор был пущен в 1946 году. Независимо от конструктивных особенностей принципиальная схема всех типов реакторов остается … такой же, как у первого атомного «котла» (реактора), как его раньше называли.

В зависимости от своего назначения реакторы подразделяются на несколько типов. Исследовательские реакторы предназначены для изучения новых методов конструирования реакторов и отработки тех или иных технологических схем и процессов. Реакторы, используемые для получения ядерного горючего (например, плутония 239), называются производственными. Реакторы, предназначенные для получения энергии, носят название энергетических. Последние и установлены на атомных тепло- и электростанциях.

Ядерный (атомный) реактор является не только источником энергии, но и «фабрикой» изотопов. В процессе деления ядер радиоактивного вещества в реакторе накапливаются радиоактивные изотопы (продукты деления), многие из которых широко применяются в различных областях науки и техники. Кроме того, при помещении в реактор стабильных элементов под воздействием образующихся там мощных потоков нейтронов (в результате так называемой наведенной активности) происходит превращение их в искусственно радиоактивные изотопы. В настоящее время искусственно радиоактивные изотопы нашли широкое практическое применение. Они используются для контроля производственных процессов и просвечивания металлов, для медицинских диагностических процедур, изучения гормонального статуса в эндокринологии, диагностики онкологических заболеваний, для лучевой стерилизации перевязочных материалов, лекарственных препаратов, предпосевного облучения зерновых культур и т.д.

Итак, ядерные реакторы – это аппараты, в которых происходят ядерные реакции – превращения одних химических элементов в другие. Для этих реакций необходимо наличие в реакторе делящегося вещества, которое при своем распаде выделяет элементарные частицы, способные вызвать распад других ядер. В качестве делящегося вещества в настоящее время могут использоваться изотопы урана – уран-235 и уран-238, а также плутоний-239. В ядерном реакторе происходит цепная реакция. Ядра урана или плутония распадаются, при этом образуются 2-3 ядра элементов середины таблицы Менделеева, выделяется энергия, излучаются гамма-кванты и образуются 2-3 нейтрона, которые, в свою очередь, могут прореагировать с другими атомами и, вызвав их деление, продолжить цепную реакцию. Наибольшее значение в ядерной энергетике в качестве инициаторов ядерного деления имеют нейтроны. В зависимости от скорости элементарной частицы выделяют 2 вида нейтронов: быстрые и медленные. В разных типах реакторов используются разные виды нейтронов.

Существуют ядерные реакторы на медленных (тепловых) нейтронах и реакторы на быстрых нейтронах. В первых в качестве ядерного топлива используется уран-235, во вторых – уран-238 (естественный) и плутоний-239.

Большинство АЭС оснащены реакторами на тепловых нейтронах. Тремя обязательными элементами для реакторов на тепловых нейтронах является тепловыделитель, замедлитель и теплоноситель. В качестве тепловыделителя(ядерного топлива) обычно используются изотопы урана. Топливо размещается в тепловыделяющих элементах— ТВЭЛАХ. В активной зоне реактора, где находятся ТВЭЛЫ, происходит реакция деления ядер урана-235. Во время реакции в ТВЭЛАХ накапливаются радиоактивные продукты деления. Замедлитель требуется для замедления нейтронов, необходимых для более эффективного протекания цепной реакции в уране 235. Замедлителями могут быть вода или графит. Теплоноситель необходим для передачи тепловой энергии ядерного деления на турбину для преобразования ее в электрическую. Таким образом, АЭС в основной массе являются тепловыми электростанциями. В качестве теплоносителя обычно используется нагретая и находящаяся под высоким давлением вода.

Реакторам на быстрых нейтронах замедлитель не требуется, а в качестве теплоносителя применяются жидкие металлы, например, жидкий натрий. В настоящее время реакторы на быстрых нейтронах широкого распространения не получили, в основном из-за сложности конструкции и проблемы получения достаточно устойчивых материалов для конструкционных деталей. В России имеется только один реактор такого типа. Однако считается, что реакторы на быстрых нейтронах имеют большое будущее.

Таким образом, на данный момент в мире существует 5 типов ядерных реакторов (4 типа на тепловых нейтронах и 1 на быстрых нейтронах):

ü ВВЭР – водо-водяной энергетический реактор,

ü РМБК – реактор большой мощности канальный,

ü Реактор на тяжелой воде,

ü Реактор с шаровой засыпкой и газовым контуром,

ü Реактор на быстрых нейтронах. (ПРИЛОЖЕНИЕ Б табл. 2-Б«Типы ядерных реакторов»)

Большинство АЭС в нашей стране снабжены реакторами ВВЭР. На Чернобыльской АЭС функционировал реактор РМБК. Из-за различного строения активных зон параметры работы у этих реакторов разные. ВВЭР – корпусный реактор (давление держится корпусом реактора), РМБК – канальный реактор (давление держится независимо в каждом канале). Для безопасности реактора имеет значение такой параметр как коэффициент реактивности – величину, показывающую, как изменения того или иного параметра реактора повлияет на интенсивность цепной реакции в нем. Если этот коэффициент положительный, то при увеличении параметра, по которому приводится коэффициент, цепная реакция в реакторе будет нарастать и перейдет в неуправляемую – произойдет разгон реактора. При разгоне реактора происходит интенсивное тепловыделение, приводящее к расплавлению тепловыделителей и разрушению корпуса реактора с выбросом радиоактивных веществ в окружающую среду.

При возникновении нештатных ситуаций работы реактора, сопровождающихся его разгоном, реактор ВВЭР заглохнет, а реактор РМБК продолжит разгон с нарастающей интенсивностью, что может привести к аварии с выбросом радиоактивных продуктов. Именно по такому пути развивались события при аварии на Чернобыльской АЭС. Поэтому в реакторе РМБК как нигде важна роль защитных систем, которые будут или предотвращать разгон реактора, или экстренно его охлаждать. Современные реакторы типа РМБК оборудованы достаточно эффективными подобными системами, практически сводящими на нет риск развития аварии (на Чернобыльской АЭС в ночь аварии по преступной халатности в нарушение всех инструкций и запретов были полностью отключены все системы аварийной защиты), но о подобной возможности следует помнить.

Сконцентрировав сведения о типах ядерных реакторов, можно сказать следующее. Реакторы ВВЭР достаточно безопасны в эксплуатации, но требуют высокообогащенного урана. Реакторы РМБК безопасны лишь при правильной их эксплуатации и хорошо разработанных системах защиты, но зато способны использовать малообогащенное топливо или даже отработанное топливо ВВЭР-реакторов. Реакторы на тяжелой воде всем хороши, но слишком дорогостоящ процесс получения тяжелой воды. Технология производства реакторов с шаровой засыпкой еще недостаточно хорошо разработана, хотя этот тип реакторов стоило бы признать наиболее приемлемым для широкого применения, в частности, из-за отсутствия катастрофических последствий при аварии с разгоном реактора. За реакторами на быстрых нейтронах – будущее для производства топлива для ядерной энергетики, но их конструкция очень сложна и пока еще малонадежна.

refac.ru

Ядерная энергия Как работает ядерный реактор?.

Использование ядерных реакторов для выработки электроэнергии на атомных электростанциях началось с 1950-х годов и с тех пор получило большое развитие. Великобритания приступила к осуществлению своей программы развития ядерной энергетики в 1956 г., первые британские атомные электростанции (Калдер Холл и Чепелькросс) заработали в 1959 г. По данным Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ), к 1982 г. в 36 странах мира действовали, находились в стадии строительства или проектирования 673 промышленных ядерных реактора.

Как работает ядерный реактор?

Ядерный реактор предназначен для практического использования энергии, выделяемой при радиоактивном расщеплении урана-235, которое описано выше. Энергия, высвобождающаяся в ядерных реакциях, поглощается текучим теплоносителем, который затем переносит тепло и передает его вторичному теплоносителю. Тепло, отдаваемое вторичным теплоносителем, используется в турбине или двигателе для выработки электрической энергии.

Типичный реактор состоит из пяти основных частей.

Делящееся вещество (ядерное топливо). Большинство ядерных реакторов работает на уране-235. В природных образцах урана концентрация этого изотопа составляет всего лишь 0,7%. Некоторые реакторы используют обогащенный уран, в котором концентрация урана-235 повышена до 1-2%.

Замедлитель. Так называется инертное вещество, например вода или графит, которым окружают ядерное топливо. Замедлитель предназначается для того, чтобы уменьшать скорость нейтронов, которые высвобождаются в процессе радиоактивного расщепления. Благодаря этому нейтроны, сталкивающиеся с другими ядрами урана-235, могут захватываться ими и тем самым поддерживают ядерную реакцию.

Теплоноситель. Теплоноситель отводит тепло, выделяющееся при реакции ядерно-го деления.

Противоточное концентрирование растворов урановой руды.

Реактор Теплообменник

Рис. 1.36. Корпусной водно-водяной ядерный реактор.

В качестве теплоносителей используются вода, жидкий натрий, воздух или диоксид углерода.

Регулирующие стержни. Регулирующие стержни из кадмия или бора используются для обеспечения контролируемой скорости протекания реакции ядерного деления. Их роль заключается в том, чтобы поглощать избыточные нейтроны. Выдвигая из реактора или вдвигая в него регулирующие стержни, можно контролировать скорость реакции ядерного деления и, следовательно, выделяемую им мощность.

Защита. Поскольку ядерный реактор имеет высокую радиоактивность, его необходимо экранировать во избежание утечки радиации. Поэтому реактор окружается толстостенной бетонной защитой.

Типы ядерных реакторов

Наиболее распространенным типом ядерного реактора является корпусной водно-водяной реактор. В этом реакторе в качестве замедлителя и теплоносителя используется обычная («легкая») вода под высоким давлением (рис. 1.36). В кипящем водно-водяном реакторе в качестве замедлителя и теплоносителя тоже используется обычная вода, но только в виде пара. Первый ядерный реактор, построенный в Великобритании, действовал на топливных стержнях из оксида магния, в котором содержался природный уран. В качестве замедлителя использовался графит, а в качестве теплоносителя-газообразный диоксид углерода. В графито-газовом реакторе в качестве замедлителя используется графит, а теплоносителем служит газообразный гелий.

Все описанные выше реакторы принадлежат к типу тепловых реакторов. В качестве топлива в них используется 235U. По имеющимся оценкам природных запасов 235U Великобритании может хватить лишь на 30 лет. Однако урановые руды содержат преимущественно 238U. Его можно превращать в плутоний-239

В быстрых реакторах (реакторах-размножителях) в качестве ядерного топлива используется Pu. В таком реакторе контролируемая цепная ядерная реакция поддерживается с помощью быстрых нейтронов (см. выше), поэтому он не нуждается в замедлителе для уменьшения скорости нейтронов. Поскольку быстрый реактор может использовать отработанный уран и плутоний, получаемый в качестве побочного продукта при обработке урановых руд, его можно включить в топливный цикл теплового реактора (рис. 1.37).

Прототип реактора на быстрых нейтронах в Доунри (Шотландия), который работал начиная с 1975 г. В сферическом здании находится первый реактор на быстрых нейтронах в Доунри, закрытый в 1977 г.

Согласно имеющимся оценкам, при использовании быстрых реакторов существующих у Великобритании запасов урана должно хватить для выработки электроэнергии на нынешнем уровне потребления на 250 лет. Число действующих, строящихся или проектируемых быстрых реакторов по сравнению с числом тепловых реакторов невелико.

Сравнительные данные по выработке электроэнергии мощностью 1 кВт на следующих видах топлива: I кг угля в течение 2 ч 1 кг нефти в течение 3 ч

1 кг урана в тепловых реакторах в течение 5 лет 1 кг урана в быстрых реакторах-в течение 300 лет

Оглавление:

www.himikatus.ru

ТИПЫ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

Количество просмотров публикации ТИПЫ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ - 611

Типы ядерных реакторов и основные процессы в них. Ядерные реакторы: основные типы, понятия об активной зоне, отражателе, поглотителе. Замедление нейтронов, диффузия нейтронов, спектр нейтронов. Классификация реакторов по спектру. Мощность реактора. Связь между цепной реакцией деления и выделением тепла (энергии). Плотность энерговыделения и удельное энерговыделение.

Устройство ядерного реактора. Ядерный реактор состоит из активной зоны и системы отвода тепла. В гомогенном реакторе ядерное топливо равномерно перемешано с замедлителем и теплоносителем. Активная зона гомогенного реактора имеет сравнительно несложное строение: цилиндрический или сферический корпус, заполненный гомогенной смесью. К гомогенным смесям относятся растворы солей урана, расплавленные соли и т.п. Гомогенные реакторы не нашли широкого применения из-за большого количества присущих им недостатков.

Недостатки гомогенных реакторов в значительной мере устранены в гетерогенном реакторе за счёт усложнения конструкции активной зоны. В гетерогенном реакторе ядерное топливо отделено от замедлителя и теплоносителя и сосредоточено в тепловыделяющих элементах (твэлах), имеющих металлическую герметичную оболочку. Она предотвращает контакт ядерного топлива с теплоносителем и выход в него радиоактивных продуктов деления.

Активная зона реакторов различного типа включает в себя ядерное топливо в оболочках (твэлы собранные в ТВС – тепловыделяющие сборки), замедлитель (графит, вода обычная и тяжелая), теплоноситель (вода, натрий), поглотители (стержни управления и защиты), отражатель (бериллевые блоки, обедненный уран).

Деление ядер в активной зоне реактора вызывают нейтроны различных энергий. При этом в каждом реакторе есть нейтроны из определенного интервала энергий, которые дают основной вклад в полное число делений. По этому признаку различают три типа реакторов:реакторы на тепловых нейтронах, реакторы на промежуточных нейтронах и реакторы на быстрых нейтронах.

Реакторы на тепловых нейтронах. Активная зона таких реакторов состоит из ядерного топлива, замедлителя, теплоносителя и конструкционных материалов. Большинство быстрых нейтронов в таком реакторе замедляется до тепловых энергий, а затем поглощаются ядерным топливом, вызывая его деление. В активной зоне используют материалы с малыми сечениями радиационного захвата нейтронов, к примеру, графит и цирконий. Это дает возможность использовать в этих реакторах естественный или слабообогащенный уран.

Реакторы на быстрых нейтронах. В активной зоне реактора и отражателе используются только тяжелые материалы. Концентрацию замедлителя в активной зоне стремяться уменьшить до минимума. Прежде чем поглотиться в ядерном топливе, нейтроны успевают замедлиться в результате неупругих столкновений с тяжелыми ядрами лишь до энергий 0,1-0,4 МэВ. Сечение деления в быстрой области энергий нейтронов не превышает 2 б, в связи с этим для осуществления цепной реакции деления необходима высокая концентрация делящегося вещества в активной зоне. Она в десятки раз больше концентрации делящегося вещества в активной зоне реактора на тепловых нейтронах. Реакторы на быстрых нейтронах позволяют осуществить расширенное использование ядерного топлива: получать при облучении 238U или 232Th нейтронами больше топлива (239Pu, 233U), чем было его сожжено в реакторе.

Реакторы на промежуточных нейтронах. Концентрации делящихся веществ и замедлителя в активной зоне реактора таковы, что быстрые нейтроны перед поглощением замедляются до энергии 1-1000 эВ. В качестве энергетических такие реакторы не используются, т.к. у них обычно высокая загрузка ядерного топлива, да еще и высокое обогащение. Οʜᴎ используются обычно как исследовательские реакторы, потому что позволяют получить высокую плотность потока нейтронов. К примеру, на реакторе СМ-3 плотность потока нейтронов составляет 5.1015н/(см2с).

По виду теплоносителя бывают: реакторы с водным теплоносителем, газоохлаждаемые реакторы, реакторы с жидкометаллическим теплоносителем.

Реакторы с водным теплоносителем. Используется три комбинации водного теплоносителя с замедлителями: водо-водяные (или легководные) реакторы, водо-грфитовые реакторы (замедлитель – графит), тяжеловодные реакторы (замедлитель – тяжелая вода).

Удельная мощность водо-водяных и водо-графитовых реакторов находится в пределах 45-60 кВт/кг ядерного топлива. Реакторы с водяным теплоносителем подразделяют на реакторы некипящие (с водой под давлением) и кипящие. В реакторах с водой под давлением (некипящих) температура воды в первом контуре (в том числе и в реакторе) более 300оС поддерживается ниже температуры кипения за счёт высокого давления (~150 атм). Насыщенный водяной пар вырабатывается во втором контуре в парогенераторе (теплообменнике между первым и вторым контуром) за счёт снижения давления и подается на турбогенератор, где энергия пара преобразуется в электрическую энергию.

В кипящих, одноконтурных, реакторах пар генерируется в самом реакторе, ᴛ.ᴇ. температура теплоносителя в реакторе (около 280оС) выше температуры кипения воды при обычном для этих реакторов давлении ~70 атм. Этот пар сразу подается на турбину, ᴛ.ᴇ. схема АЭС более простая и требуется меньше оборудования. Вместе с тем, оборудование первого контура работает при меньшем давлении, а значит проще и дешевле в изготовлении.

В России используются два типа реакторов с водным теплоносителем: двухконтурные ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) электрической мощностью 440 и 1000 МВт и одноконтурные РБМК (реактор большой мощности канальный) мощностью 1000 МВт с графитовым замедлителем. Кроме указанных отличий способа получения пара, реакторы отличаются конструкцией реактора: активная зона реактора ВВЭР размещается в герметичном корпусе, активная зона РБМК состоит из более тысячи каналов, размещенных в графитовой кладке, которые не имеют общей защитной оболочки. Для перегрузки топлива в ВВЭР крайне важно остановить реактор, сбросить давление в нем и снять крышку. Перегрузка топлива в РБМК может выполняться при работе реактора на мощности после разгерметизации одного отсеченного вентилями от реактора канала. При этом, отсутствие корпуса и защитной оболочки (у современных ВВЭР), делает реакторы РБМК весьма потенциально опасными для окружающей среды и их строительство прекращено после Чернобыльской аварии.

В графито-газовых реакторах замедлителем служит графит, теплоносителем – газ (углекислый газ, гелий и т.п.). Эти реакторы отличает слабое влияние теплоносителя на реактивность из-за очень слабого поглощения газовым теплоносителем нейтронов.

В Великобритании работает несколько АЭС с углекислым газом в качестве теплоносителя. Оболочки твэлов и каналы в них изготовлены из сплавов магния, слабо поглощающих нейтроны. Это позволяет использовать в таких реакторах природный и слабообогащенный уран. Давление в первом контуре – 10-20 атм, температура газа на выходе из реактора – около 400оС, удельная мощность в активной зоне – всего 0,3-0,5 кВт/кг, ᴛ.ᴇ. примерно в 100 раз меньше, чем для водо-водяных и водо-графитовых реакторов.

В усовершенствованных реакторах в нержавеющими оболочками твэлов и обогащенным топливом удельная мощность повышена в 3,5 раза, а температура газа на выходе из реактора – до 690оС.

Реакторы с жидкометаллическим теплоносителем. Для реакторов на быстрых нейтронах крайне важно , чтобы в активной зоне реактора было как можно меньше легких ядер. Размещено на реф.рфПо этой причине жидкометаллические теплоносители – натрий, сплав натрий-калий, сплав свинец-висмут – находят применение в действущих и перспективных проектах. Наиболее отработанными к настоящему времени являются быстрые реакторы с натриевым теплоносителем. К настоящему времени мощностной ряд их составляют БР-5(10), БОР-60, БН-350, БН-600. Завершается строительство БН-800. Это высококипящий (882оС) теплоноситель. Для предотвращения взаимодействия радиоактивного натрия с водой контура турбоагрегата͵ схема охлаждения имеет второй промежуточный натриевый контур. Размещено на реф.рфУдельная мощность реакторов на быстрых нейтронов в 10-30 раз больше удельной мощности реакторов на тепловых нейтронах.

Сегодня перспективным направлением для быстрых реакторов считается использование свинцово-висмутового теплоносителя. Прототип реактора такого типа СВБР-100 планируется построить в Димитровграде к 2017 году.

referatwork.ru

Типы реакторов

Количество просмотров публикации Типы реакторов - 128

Классификация АЭС по виду отпускаемой энергии

Классификация АЭС по типу реакторов

Отходы.

Российская атомная энергетика

Россия обладает технологией полного, замкнутого, ядерного цикла. Существуют мероприятия по переработке урана.

Сначала происходит добыча урановых руд => переработка (обогащение) => Металлический уран => Дальнейшая переработка => УранФтор4 и Уран Фтор6 => Физическая разделение урана => В результате – изотопы 235 урана и 238 урана.

Замкнутый ядерный топливный цикл

235Уран идет на производство тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) (сборки таблеток урана 235) – топливо для атомных электростанций => Разделение 235 урана являются барий 40, стронций 90 и цезий 137 – жизнь этих изотопов измеряются несколькими 10ками лет (кроме этих образуются достаточно много изотопов). В результате трагедий на Фукусиме и Чернобыле – выделялись именно эти элементы => Остекловывание

Река Теча, Кыштым – в результате теплового выброса при экзотермической реакции одинаковых радиоактивных элементов, авария 57ого года. В результате было придумано остекловывание – захоронение.

На 2006 ᴦ. В РФ 615000 тонн урана в виде разведанных запасов руд по классификации категорий А, Б.

Технология использования в качестве сырья 238ого урана.

У реактора есть время жизни, его устаревание. На Белоярке 2 реактора устарели.

За 2007 год выработано рекордное количество электроэнергии 158,3 млрд кВт часов, 15,9% от общей выработке в единой энергосистеме (ЕС).

Основная добыча урана ведется на Приаргунское горно – химическое объединение.

Атомная электростанция (АЭС) – ядерная установка для производства энергии в заданных режимах и условиях применения, располагающаяся в пределах определенной проектом территории, на которой для осуществления этой цели используется ядерный реактор(ы) и комплекс необходимых систем устройств оборудования и сооружений с необходимым персоналом.

До 91 года лидером в производстве электроэнергии был советский союз, сейчас – США – 788,6 млрд. кВт часов в год на 2009 год, Франция 426,8 млрд. кВт часов в год, Япония – 273,8 млрд. кВт часов в год при условии работы Фукусими в полном режиме, Германия 158,4 млрд. кВт часов в год, Россия 154,7 млрд. кВт часов в год.

1) Реакторы на тепловых нейтронах, использующие специальные замедлители для увеличения вероятности поглощения нейтрона ядрами атомов топлива.

2) Реакторы на лёгкой воде

3) Реакторы на быстрых нейтронах (белоярская АЭС)

4) Субкритические реакторы, использующие внешние источники нейтронов

5) Термоядерные реакторы (опытные образцы)

1) АЭС, предназначенные для выработки только электроэнергии

2) Атомные теплоэлектроцентрали, вырабатывающие как электроэнергию, так и тепловую энергию

Все АЭС являются производителями горячей воды.

1) Водоводяной энергетический реактор (ВВЭР). Внешняя оболочка в виде бетонной сфере. В качестве теплоносителей используется вода

2) РБМК реактор большой мощности канального типа.

3) БН (на быстрых нейтронах) – Быстрый натриевый реактор

referatwork.ru

Типы атомных реакторов

User Rating:

/ 7 Details Parent Category: Зона отчуждения Category: Наука

Page 1 of 2

Получение электричества из энергии атома в промышленных масштабах — обычное явление. Фундаментальное же различие в типах энергетических реакторов, разработанных и используемых в разных странах, признают не всегда.

Английские реакторы.

Устройство английских ядерных реакторов

Из-за острой нехватки ископаемого топлива и находясь в большой зависимости от импорта нефти, Великобритания стала первой страной, сделавшей значительный вклад в освоение ядерной энергии. В 1955 году, когда о нефтяных богатствах Северного моря ничего не знали, английские специалисты использовали реакторы с графитовой активной зоной, охлаждаемой газом (двуокисью углерода). Горячий газ, выходящий из реактора, использовали для образования водяного пара и производства электричества мощными турбогенераторами. Более старые реакторы типа «Magnox», названные так в связи с применением в них топливных контейнеров из магниевого сплава, содержали 50 т металлического урана природного состава. Отсутствие необходимости обогащения топлива 235U в те дни считали привлекательной чертой данного проекта реакторов. Более новые, усовершенствованные и охлаждаемые газом реакторы содержат 100 т незначительно обогащенной окиси урана. Оба типа реакторов имеют массивную бетонную защиту из-за интенсивного излучения, исходящего по мере его эксплуатации. И реактор, и теплообменник расположены в герметичном сооружении. К сожалению, КПД первого реактора «Magnox» был низким из-за невозможности использования высокой темпера туры и большого давления, поскольку двуокись углерода оказалась в данных условиях очень агрессивным газом. В 1962 г. было закончено строительство атомной электростанции, расположенной вблизи г. Беркли в устье р. Северн (Великобритания). Она представляет собой пример исключительно промышленного использования энергии атома для производства электричества. Множество подобных, но более крупных реакторов введено в строй за прошедшие годы, и сейчас они производят значительную часть электроэнергии, потребляемой в Великобритании. Однако в других странах покупателей на эти реакторы не нашлось. Более совершенные атомные разработки, крайне привлекательные со многих точек зрения, проиграли в борьбе за экспорт, потому что не смогли выдержать экономических затрат на достижение технического совершенства, так необходимого в мировой конкуренции. В самом деле, будущие атомные электростанции в Великобритании, по-видимому, станут комплектовать реакторами, работающими на легкой (обычной) воде, аналогичными тем, что сейчас применяют в США.

Американские реакторы

Американский тип ядерного реактора

В 50-х годах в США, по-видимому, было изобилие ископаемого топлива, в частности нефти, и как следствие этого не спешили предпринимать первые шаги в сторону освоения атомной энергии. Были подвергнуты тщательному анализу различные предлагаемые проекты реакторов, но в 1957 г. Комиссия по атомной энергии США сконцентрировала свое внимание на двух типах ядерных реакторов, которые основаны на использовании в качестве замедлителя легкой (т. е. обычной) воды. Окончательную разработку данных типов реакторов поручили частной промышленности, и сейчас страна имеет в распоряжении несколько таких коммерческих моделей. Многие из них применяют в США, а некоторые были проданы в другие страны. Опишем кратко два основных конкурирующих между собой типа реакторов. Водно-кипящий реактор (ВКР) схематично показан на рис. 1. В данной системе теплоноситель (обычная вода) доводится до кипения в реакторном корпусе.

Рис. 1. Схема водно-кипящего реактора. Это первый из двух типов легководных реакторов, изготовляемых в США. В активной зоне реактора происходит кипение воды, а пар собирается в верхней части толстостенного корпуса реактора.

Пар под давлением собирается под куполом корпуса и поступает непосредственно через трубопровод на турбину, которая вращает электрогенератор. Важно признать, что в указанном типе реактора любое радиоактивное вещество, содержащееся в охлажденной воде, может попасть вместе с паром на турбину. Правда, здесь предусмотрены фильтрующие приспособления, удерживающие радиоактивность, однако определенная неизбежная утечка радиации при работе ВКР выше, чем у других типов реакторов. Топливом служат таблетки из окиси урана (UO2), обогащенные приблизительно до 2-3% содержания в них 235U. Таблетки заключены в топливные стержни или штыри, обычно имеющие длину 3,65 м и содержащие примерно 212 кг окиси урана. Активная зона реактора, имеющего мощность 1000 МВт, должна содержать приблизительно 760 таких элементов с общей массой топлива (окиси урана) около 186 т. Альтернативный проект, применяемый в США — водноопрессованный реактор (ВОР), схематично показанный на рис. 2. В данном типе реактора вода в активной зоне находится под большим давлением, исключающим ее кипение. Тепло нагретой воды передается на второй теплообменный контур, содержащий тоже воду, под относительно низким давлением. Вода в этом контуре кипит, превращаясь в пар, который приводит в движение турбины, вырабатывающие электричество. Особенность состоит в том, что образующийся пар не содержит никаких радиоактивных продуктов активной зоны реактора. Но на практике все же ничтожная утечка радиоактивности между первым и вторым контурами теплообмена происходит, однако отработанный пар из ВОР содержит меньше радиоактивных веществ, чем пар из ВКР. Ядерное топливо сходно, но не идентично тому, что применяют в ВКР. Очень важный момент в успешной разработке как воднокипящего, так водно-опрессованного реакторов - необходимость создания выдерживающего огромное давление корпуса, в котором помещается активная зона реактора. Подобные емкости приблизительно 9 м в диаметре и 21 м длиной, изготавливают из стали толщиной 20 см.

Рис. 2. Схема водноопрессованного реактора. Это второй из двух типов легководного реакторов. изготовляемы в США. Пар образуется во вторичном контуре, в результате чего он изолировав от воды, которая омывает активную зону реактора.

Они должны выдерживать давление в несколько сотен атмосфер при очень высокой температуре. Возникла специальная отрасль индустрии по производству корпусов реакторов, работающих под большим давлением, которые занимают свое достойное место среди крупнейших объектов из стали, когда-либо изготовленных человеком. Строгий контроль за качеством, рентгенографическое обследование и частые испытания необходимы во время производства и последующей эксплуатации, потому что безопасность работающего реактора в огромной степени зависит от целостности его корпуса. Подсчитано, что если принять соответствующие меры соблюдения аккуратности в работе, как во время производства, так и технического обслуживания этих емкостей, то шанс возникновения аварии будет снижен менее чем до одного на миллион лет эксплуатации.

chornobyl.ru

Типы атомных реакторов

Рейтинг:

/ 7 Подробности Родительская категория: Зона отчуждения Категория: Наука

Страница 1 из 2

Английские реакторы.

Устройство английских ядерных реакторов

Американские реакторы

Американский тип ядерного реактора

chornobyl.ru