Главная Обратная связь

Дисциплины:






АЭС ядерный топливный цикл. Уран, ТВЭЛы, отработавшее ядерное топливо



Стадии RТ цикла состоят из этапов:

1) добыча урановой руды в руднике; 2) переработка руды и получение урана в виде U3O8 на гидрометаллургическом заводе;3) Конверсия U3O8 в газообразную форму UF6, необходимую в технологии разделения изотопов; 4) Обогащение урана на заводе по изготовлению изотопов; 5) Конверсия UF 6 в порошок UO2 изготовление топливных таблеток и затем твэлов.

Использование ядерной энергии стало возможным благодаря открытию реакции деления тяжелых элементов под воздействием нейтронов и созданию специальных установок-реакторов. Каждый акт деления тяжелых ядер сопровождается поглощением 1 нейтрона, появлением 2-3 новых нейтронов и 2-ух осколков.

Природный уран представляет смесь двух изотопов 238U и 235U. Основным делящим веществом является 235U, содержание которого в естественном уране 0,7 %, поэтому при произведении ядерного топлива требуется обогащение уран этим изотопом.

Для осуществления незатухающей цепной реакции деления необходимо, чтобы коэффициент размножения нейтронов был < 1. Эти условия можно создать, если природный уран поместить в вещество, которое замедляет нейтроны (тяжелая вода, бериллий, графит).

Основная часть ядерного реактора - активная зона, образованная загруженным ядерным топливом в виде тепловыделяющих элементов (твэлов). Важная часть реактора система управления и защиты (СУЗ)реактора. К СУЗ относятся специальные стержни, которые содержат специальные вещества сильно поглощающие нейтроны (бор, кадмий). Ввод этих стержней в каналы СУЗ останавливает реактор.

Уран 235 и 238.

 

31. Реакторы РБМК, ВВЭР, BWR. Конструкции, параметры, особенности. ВВЭР-водо-водяные энергетические реакторы, в которых вода является теплоносителем и замедлителем. От других реакторов они отличаются простотой обеспечения стабильной работы, т.к. при случайном повышении мощности реактора температура воды повышается, а ее плотность уменьшается, что приводит к понижению мощности реактора(отрицательная обратная связь по температуре). Преимущества: слабо радиоактивная охладительная вода реактора циркулирует в замкнутом контуре, а пар, выходящий из парогенератора, не является радиоактивным.

BWR-кипящий ядерный реактор. Теплоносителем является чистая вода(без борной кислоты), она испаряется, а полученный пар после перегрева направляется в паровую турбину. т.о. парогенератор не требуется, это упрощает устройство энергоблока и повышает его эффективность. Пар, подаваемый в турбину является- радиоактивным, что требует применение вокруг турбины экрана радиационной защиты. Недостатки: меньшая мощность на единицу объема, следовательно, большие размеры чем у ВВЭР. Преимущества: лучшая регулируемость.



РБМК-реактор большой мощности канальный. Теплоноситель(вода) превращается в пар непосредственно в реакторе и подается на турбину, проходя через сепараторы, где отделяется от капель. Замедлитель – графитовые стержни

Отличительные свойства:

1)более интенсивное превращение урана 238U в Pu, который может удалятся из отработавших твэлов и использоваться для производства ядерного оружия.

2) поглощение лишних нейтронов теплоносителем(водой), что в случае перегрева воды, увеличивает мощность реактора. Автоматическая система защиты на вводе управляющих стержней.

3)отсутствие прочного корпуса, исключающего попадание радиоактивного вещества в ОС при авариях.

 

32. Безопасность АЭС – в нормальных и аварийных режимах.

Обеспечение безопасности при работе ядерных энергоблоков – одна из важнейших задач. Системы очистки и удаления радиоактивных газовых выбросов исключают возможность загрязнения приземного слоя атмосферного воздуха выше допустимых значений. Предусмотрена также очистка воздуха рабочих помещений при помощи мощных вентиляционных систем, оборудованных специальными фильтрами. Радиоактивно загрязненные воды АЭС проходят специальную очистку и могут повторно использоваться, т.е. они не сливаются в открытые водоисточники, а используются на АЭС. Биологическая защита – это сооружения и конструкции, предназначенные для защиты человека от ионизирующего излучения и, в случае ядерного реактора, мощного потока нейтронов. БЗ должна удовлетворять двум требованиям: эффективно замедлять нейтроны и эффективно поглощать гамма-излучение. Необходимо отметить также применение активных (то есть требующих вмешательства человека и наличия источника энергоснабжения) и пассивных (не требующих вмешательства оператора и источника энергии) систем безопасности. Кроме того, действует культура безопасности на всех этапах жизненного цикла: от выбора площадки - до вывода из эксплуатации. В реакторах ВВЭР применена композиция активной зоны, которая обеспечивает «самозащищенность» реактора или его «саморегулирование», сама физика ректора обеспечивает самозащищенность на основе естественных обратных связей («отрицательная реактивность»). В основном применяются двухконтурные схемы, в которых тепло может отводится прямо в воздух без участия каких-либо внешних источников водоснабжения. Система безопасности современных российских АЭС состоит из четырех барьеров на пути распространения ионизирующих излучений и радиоактивных веществ в окружающую среду. Первый – это топливная матрица, предотвращающая выход продуктов деления под оболочку тепловыделяющего элемента. Второй – сама оболочка тепловыделяющего элемента, не дающая продуктам деления попасть в теплоноситель главного циркуляционного контура. Третий - главный циркуляционный контур, препятствующий выходу продуктов деления под защитную герметичную оболочку. Четвертый – это система защитных герметичных оболочек (контайнмент), исключающая выход продуктов деления в окружающую среду.

33. АЭС: новые конструктивные решения, идеология пассивной безопасности.

1. Применение пассивных систем безопасности -не требуют источников энергии и не содержат вращающихся элементов. При полной потере внешнего энергоснабжения пассивные системы безопасности обеспечивают остановку реактора и отвод остаточного тепловыделения за счет естественных законов природы.

Состав пассивных систем безопасности:

-пассивная часть системы аварийного охлаждения зоны;

-система пассивного залива активной зоны;

-система подачи воды бассейна выдержки в первый контур;

-система пассивного отвода тепла от парогенераторов (обеспечивает отвод избыточного тепла в случае остановки реактора);

-система защиты первого контура от превышения давления;

-система защиты второго контура от превышения давления;

-быстродействующая редукционная установка;

-система аварийного газоудаления;

-система аварийного электропитания (аккумуляторы);

-система аварийного удаления водорода (с пассивнымирекомбинаторами, каталитическое окисление водорода с образованием воды);

-пассивная система фильтрации протечек из внутренней оболочки.

2. Принцип самозащищенности реакторной установки.- обеспечивается за счет подбора нейтронно-физических характеристик реактора, предусматривающих самостоятельное прекращение реакции деления в любой нештатной ситуации вне зависимости от действий оператора. (ВВЭР – самозащищенность на основе естественных обратных связей – «отрицательные коэффициенты реактивности»).

3. Барьеры безопасности. -Наличие не менее четырех независимых барьеров безопасности препятствует распространению радиации за пределы площадки станции.

Двойная защитная оболочка реактора – контайнмент – состоит из двух контуров – внутренней и наружной оболочки. Радиоактивные среды удерживаются внутри контайнмента. Внутри контайнмента находится бак с запасом борированной воды, которая может использоваться при возникновении нештатной ситуации для охлаждения реактора. Внешняя оболочка защищает реактор от внешних воздействий.

4. Многократное дублирование каналов безопасности. -Каждый из четырех каналов безопасности имеет собственный дизель-генератор. Конструкция и расположение дизель-генераторов предусматривают работу в условиях затопления или наводнения.

Ловушка расплава- представляет собой жаропрочный тигель весом 250 тонн для защиты шахты реактора в случае расплава активной зоны. Обеспечивает локализацию расплава и предотвращает выход радиоактивных элементов за пределы герметичной оболочки при любых сценариях.

5. Резервирование (2ух, 3хкратное) -применение дополнительных средств и (или) возможностей в целях сохранения работоспособного состояния системы при отказе одного или нескольких ее элементов.

Концепция безопасности, предусматривающая не только средства предотвращения аварий, но и средства управления последствиями запроектных аварий, обеспечивающие локализацию радиоактивных веществ в пределах гермооболочки.

В случае тяжелой аварии предусматривается наличие специальных устройств, которые даже в случае самой тяжелой аварии не позволяют радиоактивным веществам выходить за пределы защитной оболочки.

Трансформация идеологии безопасности.

Изменение принципов конструирования факторов:

- уход от форсированных параметров;

- снижение единичной мощности с 1000 до 100МВт значительно увеличивает надежность энергоблока (снижается аварийность в 1000р);

-оптимизация взаимодействия «топливо-теплоноситель-конструкция»

Система безопасности:

- безопасность физических процессов;

- детерминированное (заблаговременное) исключение возможности возникновения некоторых видов аварий;

- пассивное срабатывание систем защиты без использования исполнительных органов, без подвода энергии извне за счет сил гравитации, перепада давления, термического расширения

Перспективы развития реакторостроения:

- эволюционное направление развития –надежное прекращение цепной реакции за счет пассивных средств реакции

- совершенствование систем защиты, функциональное и пространственное разделение систем;

- независимость устройств безопасности от систем нормального функционирования;

- дублирование систем и органов безопасности;

- резервирование (2ух, 3хкратное)

Конструктивные дополнения:

- двойная защитная оболочка;

- бассейн – выгородка с водой для аварийного отвода тепла от корпуса;

- аварийное охлаждение активной зоны запасом воды в ней.

Революционные направления:

1. использование тяжелого металлического теплоносителя на основании свинца:

- отсутствие избыточного давления в первичном контуре;

- инертность и негорючесть теплоносителя;

- высокая температура кипения теплоносителя;

- минимальные потери теплоносителя;

- отсутствие испарений и химической взаимосвязи с водой и корпусом

2. жидкосолевые реакторы (один из видов ядерных реакторов деления, в которых основой охлаждающей жидкости является смесь расплавленных солей, которая может работать при высоких температурах (выше температура — лучше для термодинамической эффективности), оставаясь при этом при низком давлении. Это уменьшает механические напряжения и повышает безопасность.

3. газоохлаждаемые высокотемпературные реакторы

4. подземное размещение АЭС





sdamzavas.net - 2019 год. Все права принадлежат их авторам! В случае нарушение авторского права, обращайтесь по форме обратной связи...