Реакторы атомных станций. Проектирование и эксплуатация

.
Графика
Курс лекций для студентов
художественно-графических факультетов
Геометрическое черчение
Начертательная геометрия
Конспект лекций
Практикум решения задач
начертательной геометрии
Машиностроительное черчение
Эскизирование деталей
Правила нанесения размеров
Практическое занятие
Решение метрических задач
Выполнение чертежей
Инженерная графика
База графических примеров
Теория механизмов и машин
Теоретическая механика
Основы технической механики
Сборник задач по математике
Примеры решения задач курсового расчета
Вычислить интеграл
Векторная алгебра и аналитическая геометрия
Тройные и двойные интегралы
Линейная алгебра
Ряд Фурье для четных и нечетных функций
Типовой расчет (задания из Кузнецова)
Вычисление площадей в декартовых координатах
Математический анализ
Информатика
Компьютерные сети
Выделенный канал
Средства анализа и управления сетями
Кабельная система
Базовые технологии локальных сетей
Сетевой уровень
Основы вычислительных систем
Сетевая технология
Мобильный Internet
Руководства по техническому обслуживанию ПК
Руководство по глобальной компьютерной сети
Сборник задач по физике
Физика решение задач
Ядерная физика
Законы теплового излучения
Решение задач по электротехнике
использование MATLAB
Язык программирования MATLAB
Расчет электрических цепей
Моделирование цепей переменного тока
Лекции ТКМ
Электротехнические материалы
Атомная энергетика
Ядерные реакторы
Основы ядерной физики
Использование атомной энергетики
для решения проблем дефицита пресной воды
Проектирование и строительство
атомных энергоблоков
Юбилей Атомной энергетики
Атомные станции с реакторами РБМК 1000
АЭС с реакторами ВВЭР
Реаторы третьего поколения ВВЭР-1500
АЭС с реакторами БН-600
Оборудование атомных станций
Отказы оборудования
Ядерное оружие
Ядерная физика

Ядерные реакторы технология

 

Кипящие реакторы

Широкое распространение получила технология получения электрической энергии с помощью кипящих реакторов типа BWR. Кипящие реакторы отличаются от реакторов с водой под давлением тем, что генерируют пар непосредственно в активной зоне и не имеют для этого отдельных парогенераторов. Таким образом, они работают по одноконтурной схеме. Вода при давлении 7 МПа проходит через активную зону, и около 10% воды превращается в пар. Пар затем отделяется от воды в верхней части корпуса реактора. Причем вода возвращается в активную зону снизу, с помощью циркуляционных насосов, а пар из верхней части корпуса идет на паровую турбину. Пар из турбины пропускается через конденсатор, а конденсированная вода возвращается в корпус реактора. Плотность энерговыделения в активной зоне кипящего реактора составляет примерно половину от достигаемой в реакторах под давлением, но выше, чем в газоохлаждаемых реакторах. Топливные сборки содержат трубки (длина 3,6 м) из циркалоя с таблетками оксидного уранового топлива, имеющего обогащение, аналогичное ВВЭР. Каждая топливная сборка размещается в квадратном канале, изготовленном из циркалоя.

Преимуществом кипящих реакторов является отсутствие парогенераторов, одного из наиболее ненадежных элементов реакторов с водой под давлением. С другой стороны, одноконтурная схема имеет свои недостатки. В кипящем реакторе теплоноситель, проходя через паровую турбину и конденсатор, собирает на себя продукты коррозии, которые затем активируются в реакторе. Кроме того, в поток теплоносителя попадают малые количества радиоактивных веществ, выходящих из дефектных топливных сборок. Эти вещества включают РБГ – ксенон и криптон. Они удаляются с помощью системы выведения инертных газов в конденсаторе. Таким образом, кипящие реакторы эксплуатируются при наличии некоторых компонентов, находящихся в радиационном поле, чего нет в реакторах с водой под давлением. Следовательно, кипящие реакторы дают несколько большую дозу облучения для персонала. Другой трудностью существующих кипящих реакторов является растрескивание трубопроводов из нержавеющей стали в условиях коррозии под высокой нагрузкой. Эта трудность аналогична проблеме парогенераторов в реакторах под давлением.

Примером реактора с кипящей водой может служить реактор типа BWR/6, спроектированный фирмой General Electric для АЭС в Grand Gulf, штат Миссисипи. Электрическая мощность нетто каждого реактора 1250 МВт.

Конструкция активной зоны и корпуса реактора схематически изображена на рис. 18. Активная зона, парогенераторы и осушители пара размещены в корпусе, изготовленном из низколегированной стали. Корпус имеет съемную крышку. Его диаметр 6,4 м, а высота 22 м при номинальной толщине стенок 152 мм. Активная зона собрана из отдельных узлов, которые установлены на опорной перфорированной плите.

Верхняя плита, установленная над активной зоной, удерживает верхние концы твэлов. Активная зона окружена кожухом из нержавеющей стали, который вместе со стенкой корпуса реактора формирует кольцевой зазор. По этому зазору сверху вниз течет поток теплоносителя, поступающий затем в нагнетательную камеру под опорной плитой активной зоны. Из этой камеры теплоноситель поступает снизу вверх в активную зону. Принудительная циркуляция теплоносителя обеспечивается 24 водоструйными насосами, установленными в зазорах между кожухом и стенками корпуса реактора. Нагнетание воды в водоструйные насосы осуществляется двумя центробежными насосами, установленными во внешних петлях контура циркуляции теплоносителя. Расход воды через эти центробежные насосы составляет примерно третью часть полного расхода теплоносителя в контуре. Такая система обеспечивает циркуляцию теплоносителя с минимальным числом внешних петель и исключает использование движущихся частей конструкции внутри корпуса реактора.

После прохода через активную зону пароводяная смесь поступает в центробежные сепараторы, установленные над активной зоной. Здесь вода под действием центробежных сил отделяется от пара и через кольцевой зазор возвращается в циркулирующий поток теплоносителя. Пар проходит вверх в пароосушители, где содержание влаги в нем еще более снижается, а затем поступает в турбину. На выходе из активной зоны температура пара составляет 286°С, давление 7,3 МПа. Полная тепловая мощность, генерируемая в активной зоне реактора, равна 3833 МВт.

Стержни регулирования имеют крестообразную форму и управляются гидроприводом, расположенным под активной зоной. Сами стержни расположены в вертикальных зазорах между топливными кассетами (рис. 19). Частично введенные в активную зону стержни поглощают нейтроны, подавляя более высокую плотность энерговыделения в нижней части активной зоны.

Цилиндрическая активная зона собрана из 800 топливных сборок, установленных рядами в квадратной решетке, как показано на рис. 1.20. Каждая сборка состоит из набора цилиндрических твэлов, установленных в квадратной решетке 8X8. Оболочки твэлов изготовлены из циркалоя-2, а сборка заключена в кожух квадратного сечения из циркалоя-4. С обоих торцов кассеты установлены опорные пластины, нижняя из которых имеет входной патрубок, который вставляется в гнездо опорной конструкции и направляет поток теплоносителя к твэлам. Использование изолированных каналов для охлаждения твэлов позволяет индивидуально калибровать поток теплоносителя в каждом пучке твэлов в соответствии с плотностью энерговыделения в топливе. Топливо находится в твэлах в виде таблеток диаметром 10,6 мм. В каждой кассете установлены твэлы с различным обогащением топлива. Это позволяет уменьшить неравномерность тепловыделения внутри кассеты. Два стержня в центре кассеты не содержат топлива и заполнены водой ("водяные стержни"). Они обеспечивают дополнительное замедление нейтронов и тем самым уменьшают "выедание" потока нейтронов в центре кассеты. Компенсация уменьшения реактивности при выгорании топлива обеспечивается выгорающими поглотителями нейтронов (гадолинием), добавленными в топливные таблетки. Среднее обогащение топлива в кассете при равновесном топливном цикле составляет 2,2 - 2,8%.

Атомная энергетика