Главная Обратная связь

Дисциплины:






Реактор на швидких нейтронах. Реактор на швидких нейтронах дуже сильно відрізняється від реакторів усіх інших типів



Реактор на швидких нейтронах дуже сильно відрізняється від реакторів усіх інших типів

(рис.9.5). Його основне призначення - забезпечення розширеного відтворення плутонію, що

ділиться, з урану-238 з метою “спалювання” усього або значної частини природного урану, а

також наявних запасів збідненого урану. При розвитку енергетики реакторів на швидких

нейтронах може бути вирішене завдання самозабезпечення ядерної енергетики паливом.

Рисунок 9.5 – Схема роботи АЕС на швидких нейтронах:

1 - перший контур циркуляції рідкого натрію; 2 - другий контур циркуляції рідкого натрію; 3 -

пароводяний циркуляційний контур; 4 - теплообмінник першого контуру; 5 - теплообмінник

другого контуру; 6 - парова турбіна; 7 - електрогенератор; 8 - конденсатор; 9 - конденсаторний

насос; 10 – насос другого контуру; 11 - насос першого контуру.

Передусім, в реакторі на швидких нейтронах немає уповільнювача. У зв'язку з цим як

паливо використовується не уран-235, а плутоній і уран-238, які можуть ділитися від швидких

нейтронів. Плутоній потрібний для забезпечення достатньої щільності нейтронного потоку, яку

не може забезпечити один уран-238. Тепловиділення реактора на швидких нейтронах в десять-

п'ятнадцять разів перевершує тепловиділення реакторів на повільних нейтронах, у зв'язку з чим,

замість води (яка просто не впорається з таким об'ємом енергії для передачі) використовується

розплав натрію (його температура на вході – 3700С, а на виході – 5500С, що вдесятеро вище за

аналогічні показники, скажімо, для ВВЕР - там температура води на вході – 2700С, а на виході –

2930С). Знову-таки у зв'язку з великим тепловиділенням доводиться обладнати навіть не два, а

три контури (об'єм теплоносія на кожному подальшому, природно, більше), причому в другому

контурі використовується знову-таки натрій. При роботі такого реактора відбувається дуже

інтенсивне виділення нейтронів, які поглинаються шаром урану-238, розташованого навколо

активної зони. При цьому цей уран перетворюється на плутоній-239, який, у свою чергу, може

використовуватися в реакторі як елемент, що ділиться. Плутоній використовується також у

військових цілях. Нині реактори на швидких нейтронах широкого поширення не отримали, в

основному із-за складності конструкції і проблеми отримання досить стійких матеріалів для

конструкційних деталей. У Росії є тільки один реактор такого типу (на Білоярській АЕС).

Вважається, що такі реактори мають велике майбутнє.

9.5 Порівняльні характеристики сучасних атомних реакторів

Найбільш принципові відмінності:

- ВВЕР - корпусний реактор (тиск тримається корпусом реактора);



- РБПК - канальний реактор (тиск тримається незалежно в кожному каналі);

- у ВВЕР теплоносій і уповільнювач - одна і та ж вода (додатковий уповільнювач не

вводиться), в РБПК уповільнювач - графить, а теплоносій - вода;

- у ВВЕР пар утворюється в другому корпусі парогенератора, в РБПК пара утворюється у

безпосередньо в активній зоні реактора (киплячий реактор) і прямо йде на турбіну - немає

другого контуру. Із-за різної будови активних зон параметри роботи у цих реакторів також різні.

В реакторі ВВЕР при появі в активній зоні пари при підвищенні температури теплоносія,

який знижує його густину, зменшується кількість зіткнень нейтронів з атомами молекул

теплоносія, при цьому зменшується уповільнення нейтронів, внаслідок чого всі вони втрачаються

за межі активної зони не реагуючи з іншими ядрами – реактор зупиняється.

У реакторі РБПК при скипанні води або підвищенні її температури, що призводить до

зниження її щільності, йде її нейтронопоглинаюча дія (уповільнювач в цьому реакторі і так вже є,

а у пари коефіцієнт поглинання нейтронів набагато нижчий, ніж у води). У реакторі наростає

ланцюгова реакція і він “розганяється”, що у свою чергу, призводить до подальшого підвищення

температури води і її скипання

Отже, при виникненні нештатних ситуацій роботи реактора, що супроводжується його

розгоном, реактор ВВЕР затихне, а реактор РБПК продовжить розгін з наростаючою

інтенсивністю, що може привести до дуже інтенсивного тепловиділення, результатом якого буде

розплавлення активної зони реактора. Цей наслідок дуже небезпечний, оскільки при контакті

розплавлених цирконієвих оболонок з водою відбувається розкладання її на водень і кисень, що

утворюють украй вибуховий гримучий газ, при вибуху якого неминуче руйнування активної зони

і викид радіоактивного палива і графіту в довкілля.

Саме по такому шляху розвивалися події при аварії на Чорнобильській АЕС (26.04.1986).

Тому в реакторі РБПК як ніде важлива роль захисних систем, які будуть або запобігати розгону

реактора, або екстрено його охолоджувати у разі розгону, гасячи підйом температури і скипання

теплоносія. Сучасні реактори типу РБПК обладнані досить ефективними подібними системами,

що практично зводять нанівець ризик розвитку аварії, але про подібну можливість слід пам'ятати.

Якщо підвести підсумок, то реактор РБПК вимагає меншого збагачення палива, має кращі

можливості по напрацюванню матеріалу (плутонію), що ділиться, має безперервний

експлуатаційний цикл, але більше потенційно небезпечний в експлуатації. Міра цієї небезпеки

залежить від якості систем аварійного захисту і кваліфікації експлуатаційного персоналу. Крім

того, внаслідок відсутності другого контуру у РБПК більше радіаційні викиди в атмосферу

впродовж експлуатації, та зате вони здатні використати малозбагачене паливо або навіть

відпрацьоване паливо ВВЕР-ів.

Реактори на важкій воді усім хороші, але дуже дорого добувати важку воду.

Технологія виробництва реакторів з кульковою засипкою ще недостатньо добре розроблена,

хоча цей тип реакторів варто було б визнати найбільш прийнятним для широкого застосування,

зокрема, через відсутність катастрофічних наслідків при аварії з розгоном реактора.

За реакторами на швидких нейтронах - майбутнє виробництва палива для ядерної

енергетики, ці реактори найефективніше використовують ядерне паливо, але їх конструкція дуже

складна і доки ще малонадійна.

Таблиця 9.1 - Порівняльні параметри сучасних реакторів

Параметри

ВВЕР

РБПК

Реактор на важкій воді

порівняння

Джерело тепла

4,5%-й збагачений уран

2,8%-й збагачений уран

2-3%-й збагачений уран

Легка вода. Дуже добре

Важка вода. Дуже добре

Графіт. Добре уповільнює

Уповільнювач і уповільнює нейтрони, дуже

уповільнює нейтрони, майже

нейтрони, майже не поглинає

його властивості сильно поглинає нейтрони. Дуже

не поглинає нейтрони. Дуже

нейтрони. Досить дешевий.

дешева.

дорога у виробництві.

Досить

рідкісне

Особливості

Досить рідке розташування

розташування

ТВЕЛів,

активної

зони,Тісне розташування ТВЕЛів,

тепловиділяючих елементів,

можливість

використання

визначувані

необхідність підвищеного

можливість використання

низькозбагаченого урану або

параметрами

збагачення урану

низькозбагаченого урану або

відпрацьованого

палива

уповільнювача

відпрацьованого палива ВВЕР

ВВЕР

Кількість

Два

Один

Два

контурів

Важка вода в першому

Легка вода в обох контурах.Легка вода. Уповільнюючий

контурі,

легка

вода

в

Теплоносій

Одночасно є уповільнювачем

ефект незначний.

другому. Важка вода є

уповільнювачем

Розчин борної кислоти в

теплоносії. Регулюючі стержні з

Регулюючі стержні з

Регулюючі

стержні

з

Регулювання

борцирконієвого сплаву і

борцирконієвого сплаву і

борцирконієвого сплаву і оксиду оксиду європія.

оксиду європія.

європія.

В процесі роботи, за допомогою

1 раз в 4-6 місяців, з повною

спеціальної перевантажувальної

зупинкою реактора і розкриттям

машини, що дозволяє

Перезавантажува його корпусу. Кожен

перезавантажувати окремі

Раз в декілька місяців, з

ння палива

тепловиділяючий елемент

тепловиділяючі елементи.

повною зупинкою реактора.

переставляється усередині

Кожен тепловиділяючий

реактора тричі до його

елемент переставляється

остаточного витягання.

усередині реактора кілька разів

до його остаточного витягання.

Графітова кладка завтовшки 65

Зовнішній

см. Зовнішній корпус не

Зовнішній металевий корпус.

Зовнішній металевий корпус.

відбивач

обов'язковий, але бажаний з

міркувань безпеки

9.6 Фактори небезпеки ядерних реакторів

Фактори небезпеки ядерних реакторів досить численні. Перерахуємо лише деякі з них.

1. Можливість аварії з розгоном реактора. При цьому внаслідок найсильнішого

тепловиділення може статися розплавлення активної зони реактора і попадання радіоактивних

речовин в довкілля. Якщо в реакторі є вода, то у разі такої аварії вона розкладатиметься на

водень і кисень, що приведе до вибуху гримучого газу в реакторі і досить серйозного руйнування

не лише реактора, але і усього енергоблока з радіоактивним зараженням місцевості. Аварії з

розгоном реактора можна запобігти, застосувавши спеціальні технології конструкції реакторів,

систем захисту, підготовки персоналу.

2. Радіоактивні викиди в довкілля. Їх кількість і характер залежить від конструкції реактора і

якості його зборки і експлуатації. У РБПК вони найбільші, у реактора з кульковою засипкою

найменші. Очисні споруди можуть зменшити їх. Втім, у атомної станції, працюючої в

нормальному режимі, ці викиди менші, ніж, скажімо, у вугільної станції, оскільки у вугіллі теж

містяться радіоактивні речовини, і при його згоранні вони виходять в атмосферу.

3. Необхідність поховання реактора, що відпрацював. На сьогодні ця проблема не

розв'язана, хоча є багато розробок в цій області.

4. Радіоактивне опромінення персоналу. Можна запобігти або зменшити застосуванням

відповідних заходів радіаційної безпеки в процесі експлуатації атомної станції.

Ядерний вибух ні в одному реакторі статися в принципі не може.

 


 





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