Стартовая >> Архив >> Генерация >> Атомные электрические станции и их оборудование

Реакторные установки - Атомные электрические станции и их оборудование

Оглавление
Атомные электрические станции и их оборудование
Выработка, распределение и потребление энергии
Типы АЭС и их технологическое оборудование
Тепловая и общая экономичность АЭС
Баланс теплоты и показатели экономичности АЭС
Регенеративный подогрев питательной воды
Конструкции регенеративных подогревателей
Деаэрационно-питательные установки
Питательные установки
Испарительные установки
Схемы включения испарителей в тепловую схему АЭС
Конденсационные установки
Теплотехнические схемы конденсаторов
Конструкция и выбор конденсаторов
Системы технического водоснабжения
Типы и принцип работы охладителей оборотных систем технического водоснабжения
Баланс теплоносителя и рабочего тела
Реакторные установки
Характеристика основного оборудования реакторных контуров
Вспомогательные реакторные системы, вопросы безопасности
Системы аварийного охлаждения
Парогенераторные установки
Парогенераторы на АЭС с жидкометаллическим теплоносителем
Турбинные установки
Теплофикационные установки
Активация и дезактивация
Вентиляционные установки
Технологический транспорт
Водно-химические режимы и физико-химические процессы
Генеральный план и компоновки
Компоновка главного корпуса АЭС
Трубопроводы
Редукционные установки, арматура трубопроводов
Тепловые схемы АЭС с водным теплоносителем
АЭС с жидкометаллическим теплоносителем
Режимы работы АЭС
Схемы регулирования мощности энергоблоков
Вопросы для самопроверки, список рекомендуемой литературы

Глава десятая
РЕАКТОРНЫЕ УСТАНОВКИ

Классификация реакторов

Ядерный реактор — это установка, в которой осуществляется, управляемая самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер. В результате этой реакции высвобождается ядерная энергия, которая преобразуется в тепловую с последующим использованием ее внешним потребителем.
Современные реакторы достаточно разнообразны по назначению, составу и конструкции и их классифицируют по различным признакам, основные из которых следующие:

  1. По назначению реакторы делятся на:

а)   энергетические — для получения теплоты и электроэнергии;
б)  двухцелевые — для получения электроэнергии и нового ядерного горючего;
в)  исследовательские — для изучения поведения материалов под действием облучения и проведения нейтронно-физических исследований.
В данной книге рассматриваются только энергетические реакторы.

  1. По спектру нейтронов различают реакторы:

а)   на быстрых нейтронах;
б)   на промежуточных нейтронах;
в)   на тепловых нейтронах.

Таблица 10.1. Основные показатели реакторов ВВЭР


Характеристика

ВВЭР-365

ВВЭН-440

ВВЭР-1000

Электрическая мощность, МВт

365

440

1000

Давление в корпусе реактора, МПа

10,5

12,5

16,0

Температура воды на входе в реактор, °С

252

268

289

Температура воды на выходе из реактора, °С

280

301

322

Подогрев воды в реакторе, °С

28

33

33

КПД брутто, %

27,6

32,0

33,0

КПД нетто, %

25,7

29,7

31,5

Давление перед турбиной, МПа

2,9

4,4

6,5

Расход воды через реактор, м3/ч

49 500

39 000

76 000

Число петель главного реакторного контура (число парогенераторов), шт.

6

6

4

Производительность главного циркуляционного на-

6,2.10+3

6,5.10+3

19-10+3

coca, м3/ч Диаметр корпуса, м Скорость воды, м/с:
в главных трубопроводах

3,84

3,84

4,50

10,0

9,6

9,3

во входных патрубках

10,0

9,6

9,3

в опускной системе

8,9

8,0

6,3

в активной зоне

4,0

3,5

5,3

Средние тепловые нагрузки, Вт/м2

360-10+3

378-10+3

545-10+3

Высота активной зоны, м

2,5

2,5

3,5

Условный (эквивалентный) диаметр активной зоны,

2,88

2,88

3,2

Диаметр стержневого твэла, мм

9.1

9,1

9,1

Число стержней в кассете, шт.

126

126

331

Число кассет в активной зоне, шт.

349

349

151

Число механизмов регулирования, шт.

73

37

109

Среднее обогащение топлива, %

3,0

3,5

3,3—4,4

Материал оболочек твэлов

Циркониевый сплав с 1% ниобия

Большинство работающих у нас в стране и за рубежом — это реакторы на тепловых нейтронах.

  1. По конструкционным особенностям реакторы подразделяют на корпусные и канальные. В первых теплоноситель движется сплошным потоком и реактор имеет герметичный корпус, рассчитанный на давление теплоносителя. Во вторых теплоноситель движется внутри труб, проходящих через активную зону; давление теплоносителя в таких реакторах несут трубы.

Примером корпусного реактора является реактор типа ВВЭР — водо-водяной энергетический реактор, в котором теплоносителем и замедлителем служит обычная вода (табл. 10.1). Примером канального реактора является реактор типа РБМК — реактор большой мощности канальный; в этом реакторе замедлитель— графит, а теплоноситель — кипящая вода (табл. 10.2). Эти два типа реакторов получили наибольшее распространение в нашей стране.

Таблица 10.2. Развитие канальных реакторов большой мощности


Характеристика

РБМК-1000

РБМК-1500

РБМКП-20 00

Электрическая мощность, МВт Тепловая мощность, МВт

1000

1500

2000

3200

4800

5400

кпд, %

31,3

31,3

37,0

Размеры активной зоны, м: высота

7

7

6

диаметр или ширинах
Длина

11,8

11,8

7,75x24

Число каналов, шт.:
испарительных

1693

1661

1774

перегревательных

-----

872

Загрузка урана, т

192

189

226

Обогащение, %

1,8

1,8

1,8 в испарительной зоне; 2,2 в перегревательной зоне

Средняя глубина выгорания, МВт-сут/кг: в испарительных каналах

18,1

18,1

20,2

в перегревательных каналах

18,9

Размеры оболочек твэлов (диаметр; толщина), мм:
в испарительных каналах

13,5; 0,9

13,5; 0,9

13,5; 0,9

в перегревательных каналах

10,0; 0,3

Материалы оболочек твэлов: испарительные каналы

Циркониевый
сплав

Циркониевый
сплав

Циркониевый
сплав

перегревательные каналы

Аустенитная

Расход воды, циркулирующей в реактор-

37 500

29000

нержавеюща» сталь 39 000

ном контуре, т/ч
Давление в барабанах-сепараторах, МПа

7,0

7,0

8,5

Паропроизводительность реактора, т/ч

5800

8800

8580

Расход пара на турбины, т/ч

5400

8200

7580

Параметры пара перед турбиной, МПа/°С

6,5/280

6,5/280

6,5/450

Деление ядер

Деление ядер — лишь один из множества процессов, возможных при взаимодействии нейтронов с ядрами. Именно этот процесс лежит в основе работы любого ядерного реактора. Процесс деления тяжелых ядер сопровождается выделением большого количества энергии. Это тепло используется в ядерном реакторе для нагревания рабочего тела (теплоносителя). Для одних ядер деление возможно нейтронами с любой сколь угодно малой кинетической энергией, для других — лишь нейтронами с кинетической энергией, превышающей некоторое пороговое значение. К первой группе относятся ядра с нечетным числом нейтронов:,
и др., которые принято называть делящимися; ко второй — с четным числом нейтронов:которые называются
пороговыми или воспроизводящими. Значения пороговых энергий равны ~ 1 МэВ.
Из пяти рассмотренных ядер только три встречаются в природе

Делящееся ядро 292U получается аналогичным путем при взаимодействии нейтрона с нуклидом.
Реакция деления ядра сопровождается образованием двух осколков деления с массами тх и т2, вторичных быстрых нейтронов (v/), мгновенных у-квантов и выделением энергии (Q/).
На рис. 10.1 приводится распределение осколков деления по массам при делении 2эгН нейтронами с энергией 0,0253 эВ. Распределение нормировано так, чтобы сумма выходов в каждом случае равнялась 200 %. При делении ядер образуется около 30 пар осколков. Самый легкий из них имеет массовое число 73, самый тяжелый—161. Наиболее вероятно деление на осколки с отношением масс 3/2. Выход таких осколков достигает ~6 %, в то время как выход осколков с равными массами ~ 10-2 %.
Осколки деления образуются в возбужденных состояниях. Средняя энергия возбуждения равна ~10 МэВ. Переход в основное состояние осуществляется путем испускания нейтронов и у-квантов.


Образовавшиеся после торможения осколков деления продукты деления перегружены нейтронами и служат началами цепочек  P-превращений, заканчивающихся стабильными ядрами. Первые р- частицы испускаются в течение секунд, или долей секунд, в то время как последние могут испускаться спустя много лет после образования осколка.
Число нейтронов v/, образующихся при делении, зависит от делящегося нуклида и энергии налетающего нейтрона и равно в среднем 2,5. Наиболее вероятная энергия нейтронов деления равна 0,7 МэВ, средняя 2 МэВ. Нейтроны, образующиеся при делении ядер, подразделяются на мгновенные и запаздывающие. Мгновенные нейтроны вылетают из осколков деления в промежуток времени около 10~14 с и составляют <5олее 99 % общего числа нейтронов. Некоторые ядра излучают нейтроны со значительным запаздыванием по отношению к моменту деления исходного ядра. Такие нейтроны называются запаздывающими. Средняя энергия запаздывающих нейтронов составляет около 0,5 МэВ, а их доля — менее 1 %. Несмотря на малый выход, запаздывающие нейтроны играют огромную роль в ядерных реакторах. Благодаря большому запаздыванию эти нейтроны примерно в 100 раз увеличивают время жизни нейтронов одного поколения в реакторе и тем самым создают возможность управления самоподдерживающейся цепной реакцией деления.
При реакции деления возникает у-излучение двух видов: а) мгновенное и б) сопровождающее p-распад продуктов деления.
Основная доля мгновенных у-квантов излучается за время <10-9 с после деления ядра. Число у-квантов, испускаемых в одном акте деления, равно ~7, полная их энергия составляет около 7 МэВ.
Полная энергия у-квантов, сопровождающих p-распад продуктов деления, равна 7 МэВ.
При делении ядра освобождается в среднем 200 МэВ. Это соответствует выделению 22-106 кВт-ч при полном делении 1 кг урана, что в 1,9-10+6 раз превышает теплотворную способность органического топлива. Более 80 % выделяющейся энергии составляет кинетическая энергия осколков деления. Остальная часть распределяется между нейтронами, у-квантами, р-частицами и антинейтрино.
Энергия осколков деления,  мгновенных у-квантов и нейтронов превращается в тепло практически мгновенно. Энергия р-частиц и сопровождающих p-распад продуктов деления у-квантов (— 70 % всей энергии деления) выделяется постепенно в течение длительного промежутка времени. Это запаздывание приводит к существованию так называемого остаточного энерговыделения в остановленном ядерном реакторе. Обычно остаточное выделение в реакторе настолько велико, что надо принимать меры для охлаждения реактора.

Коэффициент размножения

Основные условия практического применения реакции деления тяжелых ядер определяются возможностью осуществления самоподдерживающейся цепной реакции. Выше уже было указано, что в последнем акте деления образуется в среднем 2,5 нейтрона. Эти нейтроны могут в свою очередь вызвать деление новых ядер горючего, что позволяет осуществить цепную реакцию.
В цепной реакции одно поколение нейтронов сменяется следующим и суммарное число нейтронов во времени может как увеличиваться, так и уменьшаться. Понятно, что далеко не каждый нейтрон, появившийся в результате деления, вызывает деление следующего ядра. Часть нейтронов вылетает за пределы активной зоны, другая часть поглощается в активной зоне топливом без деления, а также замедлителем, теплоносителем и конструкционными материалами. Процесс захвата нейтрона без деления называется процессом радиационного захвата.
Условием самоподдерживающейся цепной реакции можно считать такое условие, когда при делении ядра получается минимум один нейтрон, способный разделить следующее ядро.
Рассмотрим более подробно жизненный цикл одного из поколений нейтронов. Представим себе пока для простоты реактор бесконечно больших размеров (в таком реакторе утечка нейтронов равна нулю), в котором основная масса делений осуществляется тепловыми нейтронами. Для конкретности будем предполагать, что в качестве топлива выбрана смесь(делящийся нуклид) и (воспроизводящий нуклид). Допустим, что в поколении п было q быстрых нейтронов, полученных при делении• Примерно 3/4этих нейтронов имеют энергию, превышающую порог деления, и поэтому могут вызвать деление этих ядер. Хотя вероятность такой реакции относительно мала, тем не менее увеличение числа нейтронов за счет делениязаметно и в зависимости от типа реактора составляет 3—7 %.
Увеличение числа быстрых нейтронов за счет деления воспроизводящего нуклида характеризуется величиной р, которая называется коэффициентом размножения на быстрых нейтронах.
Таким образом, начнет замедляться qp нейтронов. Не все участвующие в процессе замедления нейтроны достигнут тепловой области. Некоторая часть из них будет захвачена в резонансной области на резонансных пиках• Доля нейтронов, избежавших поглощения в процессе замедления, учитывается сомножителем ср, который называется вероятностью избежать резонансного поглощения. Величина ф зависит в основном от типа реактора и в среднем составляет 0,7—0,8, т. е. 20—30 % нейтронов поглощается в процессе замедления. Оставшиеся нейтроны в количестве <7р,ф достигают тепловой области и становятся тепловыми. Все эти нейтроны поглощаются либо в топливе (около 90%), либо в других материалах активной зоны. Доля нейтронов, поглощенных в топливе, называется коэффициентом использования тепловых нейтронов и обозначается 0. Тогда общее число нейтронов, поглощенных в топливе, будет равно <7рф0. При поглощении нейтронов в топливе возможны два конкурирующих процесса: деление> вероятность которого характеризуется макроскопическим сечением , и радиационный захват нейтрона ураноми ураном»
вероятность которого определяется макроскопическим сечением радиационного захвата топлива  Таким образом, вероятность деления одного ядра равна

Тепловыделяющий элемент
Рис. 10 2. Тепловыделяющий элемент: 1 — нижняя заглушка, 2 — разрезная втулка; 3— таблетка топлива; 4 — оболочка; 5— втулка, 6 — наконечник

Тепловыделяющая сборка для ВВЭР

Рис. 10 3. Тепловыделяющая сборка для ВВЭР:
1 — выход теплоносителя, 2 — верхняя головка ТВС, 3 — верхняя решетка, 4 — корпус ТВС, 5 — тепловыделяющие элементы; б — нижняя решетка; 7 — хвостовик, 8 — вход теплоносителя

Совершенно естественно, что управлять такими быстродействующими процессами практически невозможно. Однако в действительности такого быстрого роста мощности не наблюдается, что объясняется наличием запаздывающих нейтронов.
Ядерное топливо загружается в реактор в виде тепловыделяющих элементов (твэлов) (рис. 10.2). Ядерное топливо в виде таблеток 4 помещают в оболочку твэла, выполняемую из циркониевых сплавов. Трубка герметизируется с помощью заглушек-наконечников 5 и 1. Твэлы собираются в шестигранные тепловыделяющие сборки (рис. 10.3). Активная зона реактора состоит из таких тепловыделяющих сборок (ТВС).

Методика теплового и физического расчета реактора

При проектировании и создании ядерного реактора проводится большое количество расчетов, чтобы определить оптимальный вариант. Оптимальным считается вариант с минимальными топливной и капитальной составляющими приведенных затрат. Все эти расчеты между собой тесно увязываются и выполняются й определенной последовательности.
Для проведения нейтронно-физического расчета необходимы исходные данные, которые можно получить из теплового расчета. Поэтому физическому расчету предшествует теплогидравлический расчет реактора.
Для заданного типа реактора на основе опыта эксплуатации и многочисленных литературных данных принимаются (выбираются) основные конструктивные решения: диаметр и высота активной зоны, конструкция и размеры топливной кассеты и твэла, шаг решетки (расстояние между твэлами), способы регулирования реактора, схема отвода тепла и др. При проведении вариантных расчетов необходимо задаваться несколькими значениями основных исходных данных. В первую очередь это относится к шагу решетки, который определяет собой отношение объемов замедлителя и топлива. Шаг решетки существенно влияет на физические и теплогидравлические характеристики реактора. Поэтому оптимальный шаг выбирается обычно на основе вариантных нейтроннофизических и теплогидравлических расчетов.
В зависимости от типа и назначения реактора последовательность теплового расчета может быть различной. Обычно в начале проводится расчет наиболее напряженного («горячего») канала и сопоставление полученных теплофизических параметров с допустимыми значениями.
Расчет сводится к определению распределения температур по высоте топливного канала и по сечению ячейки. Ячейка включает в себя твэл с прилегающими к нему теплоносителем и замедлителем.

Состав реакторной установки

В реакторную установку входят главный реакторный контур — контур циркуляции теплоносителя, и вспомогательные реакторные системы. К последним относятся системы компенсации давления (только для ВВЭР), очистки реакторной воды, подпитки и расхолаживания реактора, воздушников, дренажей, газовых сдувок, бассейн выдержки и перегрузки топлива, система периодической дезактивации, система газового заполнения графитовой кладки (для реакторов РБМК), система аварийного охлаждения активной зоны реактора, системы локализации аварии и другие. В состав главного реакторного контура входят: реактор, трубопроводы с главными запорными задвижками, главные циркуляционные насосы, парогенераторы.

Главный циркуляционный контур АЭС
Рис. 10.4. Схема главного циркуляционного контура АЭС с ВВЭР:
1 — реактор; 2 — парогенератор; 3 — главный циркуляционный насос", 4 — главные задвижки
Рис. 10.5. Главный циркуляционный контур многократной принудительной циркуляции (КМПЦ) реактора РБМК-1000:
1 — барабаны-сепараторы; 2 — всасывающий коллектор ГЦН; 3 — главный циркуляционный насос, 4 — напорный коллектор ГЦН; 5 — раздаточный групповой коллектор; 6 — испарительные технологические каналы, 7 — реактор канальный; 8 — линия рециркуляции; 9 — пар на турбину

Главный реакторный контур ВВЭР вместе со вспомогательными системами образуют первый контур. Главный реакторный контур для ВВЭР представлен на рис. 10.4. Реактор корпусного типа без кипения теплоносителя имеет несколько контуров циркуляции. Подогрев воды при прохождении ее через реактор небольшой: 28—33°С (см. табл. 10.1). Для снятия большого количества теплоты с активной зоны реактора необходимо перекачивать большие количества теплоносителя. Сделать это одним контуром циркуляции не представляется возможным. Поэтому ВВЭР — всегда реактор многопетлевой. Так, у реакторов ВВЭР-365 и ВВЭР-440 шесть петель циркуляции, у ВВЭР-1000 четыре петли.
Для реакторов РБМК-1000 имеются два контура многократной принудительной циркуляции (КМПЦ) (рис. 10.5). Основные характеристики реакторов РБМК представлены в табл. 10.2.



 
« АСУ ТП энергоблока 500 МВт Рефтинской ГРЭС   АЭС с ВВЭР »
электрические сети