Типы ядерных реакторов

МИНЕСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И  НАУКИ,

МОЛОДЕЖИ И СПОРТА УКРАИНЫ

ДОНЕЦКИЙ НАЦИОНАЛЬНЫЙ УНИВЕРСИТЕТ

 

 

 

 

Реферат на тему:

Типы  ядерных реакторов

 

 

 

Выполнила:

студентка группы 2-Е

Попова Ольга

   

 

 

 

 

Донецк -2011

 

Содержание

 

   Введение

           1.Ядерный реактор

          2.Виды ядерных реакторов

 3.Устройство различных типов ядерных реакторов.

  Заключение.

  Список литературы

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Введение

Опасна ли ядерная энергетика? Этим вопросом особенно часто стали  задаваться в последнее время, особенно после аварий на атомных электростанциях  Тримайл-Айленд и Чернобыльской АЭС. И если опасность все же имеется, то каким образом можно уменьшить риск неприятных последствий аварии? И где же причина того или иного фактора опасности? Ответу на эти вопросы и посвящена данная работа.

В данном докладе будут  освещены основные вопросы о ядерных  реакторах, проведена сравнительная  характеристика различных типов  ядерных реакторов, разъяснены причины  их опасности. 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Ядерный реактор

Тремя обязательными элементами для реакторов на тепловых нейтронах  являются тепловыделитель, замедлитель и теплоноситель. На данном рисунке представлена типичная схема активной зоны.                                     Через реактор с помощью насосов (обычно называемых циркуляционными) прокачивается теплоноситель, поступающий потом или на турбину (в РБМК) или в теплообменник (в остальных типах реакторов). Нагретый теплоноситель теплообменника поступает на турбину, где теряет часть своей энергии на выработку электричества. Из турбины теплоноситель поступает в конденсатор для пара, чтобы в реактор поступал теплоноситель с нужными для оптимальной работы параметрами. Также в реакторе имеется система управления им (на рисунке не показана), которая состоит из набора стержней диаметром в несколько сантиметров и длиной, сопоставимой с высотой активной зоны, состоящих из высокопоглощающего нейтроны материала, обычно из соединений бора. Стержни располагаются в специальных каналах и могут быть подняты или опущены в реактор. В поднятом состоянии они способствуют разгону реактора, в опущенном - заглушают его. Приводы стержней регулируются независимо друг от друга, поэтому с их помощью можно конфигурировать активность реакции в различных частях активной зоны.

Реакторы, работающие на быстрых  нейтронах, устроены несколько иначе. О них будет сказано ниже.

Несколько терминов:

Топливная кассета - конструкция из таблеток урана и собирающего их вместе корпуса толщиной 10-20 см и длиной в несколько метров, являющаяся выделителем энергии за счет распада урана. Материалом корпуса обычно является цирконий.

ТВС - тепловыделяющая сборка - топливная кассета и ее крепление. ТВС находится в активной зоне реактора.

СУЗ - система управления защитой. В основном состоит из нейтронопоглощающих стержней. 

 

 

 

 

 

Виды ядерных  реакторов

В настоящее время существует огромное число ядерных реакторов  самых разнообразных типов и  размеров. Теоретические модели, расчеты, многочисленные эксперименты легли  в основу создания первых атомных  реакторов. В 1942 году первый реактор  запущен в США группой под  руководством Эрико Ферми. Первый отечественный ядерный реактор запущен в 1946 году группой И.В.Курчатова. Работы велись независимо в условиях строжайшей секретности. Устройство механизма управления первым атомным реактором было чрезвычайно простым: набор графитовых стержней вручную вводился внутрь атомного «котла», когда требовалось замедлить или вообще остановить работу реактора, прекратив ядерную реакцию деления. Графит сильно поглощает нейтроны. Поэтому введение в активную зону реактора графитовых стрежней уменьшает число нейтронов, а значит, уменьшается число расщепляющихся ядер. Цепная реакция деления урана затухает. Если же в реакторе «кипит жизнь», энергия выделяемая при делении ядер, используется для нагревания воды в трубах, обвивающих атомный реактор.

Таким образом, реактор  используется как нагреватель. Только вместо энергии, выделяемой при горении  органического топлива, в нем  выделяется внутренняя энергия, запасенная в ядрах атомов.

Во всех реакторах используется не чистый делящийся материал, а  специально изготовленные смеси. Чаще всего это природный уран, обогащенный  изотопом U-235 приблизительно до концентрации 3%.

Топливо для ядерных реакторов  представляет собой небольшие таблетки, так называемые "топливные матрицы".

Свежее топливо, которое  еще не побывало в реакторе, имеет  очень малую радиоактивность  и его можно держать в руках. Нейтроны, необходимые для начала реакции, содержатся в таком материале  от природы, поскольку в нем всегда существует небольшое количество ядер, которые расщепляются самопроизвольно, без влияния извне. При делении  ядра энергия ядерных сил превращается в кинетическую энергию осколков. Реактор сконструирован так, что  эта энергия передается жидкости, которая называется теплоносителем. Нагреваясь до высоких температур, теплоноситель отбирает энергию  у продуктов распада и затем  передает ее устройству, вращающему ротор  генератора переменного напряжения – например, паровой турбине. В  качестве теплоносителя используют воду, тяжелую воду, органические соединения, щелочные металлы (литий, натрий).

Ядерные реакторы принято классифицировать по следующим  признакам:

• по энергии нейтронов, вызывающих деление тяжелых ядер;
• по материалу замедлителя в реакторах на тепловых нейтронах;
• по веществу и состоянию теплоносителя;
• по конструктивному исполнению и назначению.

В зависимости  от энергии нейтронов все реакторы можно классифицировать на реакторы на быстрых нейтронах (БН), тепловых и промежуточных нейтронах . В настоящее время практически распространены только реакторы БН и на тепловых нейтронах. Концентрация делящихся нуклидов в реакторах БН значительно выше, чем в реакторах на тепловых нейтронах, поэтому для них требуется высокообогащенное топливо. В реакторах на тепловых нейтронах используют обогащенное топливо или природный уран.

В реакторах на тепловых нейтронах сгорает уран-235 и воспроизводится плутоний-239 в количестве, значительно меньшем количестве сжигаемого топлива. В реакторах БН возможно расширенное воспроизводство плутония, потому что количество воспроизведенного ядерного топлива превышает количество израсходованного. Процесс воспроизводство позволяет увеличивать запасы ядерного горючего.

Классификация по виду замедлителя. В реакторах на тепловых нейтронах в качестве замедлителя используется обычная вода, тяжелая вода, графит, бериллий или некоторые органические соединения. Наибольшее распространение получили реакторы с легководным, графитовым и тяжеловодным замедлителями.

Классификация по виду теплоносителя. В качестве теплоносителя используют обычную и тяжелую воду, некоторые газы и жидкие металлы. Теплоноситель должен иметь хорошие теплофизические свойства, не разрушать конструктивные материалы и обладать термической и радиационной стойкостью. Таким образом,ядерные реакторы могут быть с легководным, тяжеловодным, газовым и жидкометаллическим замедлителем.

Классификация по конструктивному исполнению. По этому признаку реакторы можно разделить накорпусные, канальные и бассейновые.

В корпусных реакторах активная зона заключена в прочный корпус, рассчитанный на высокое давление теплоносителя.

В канальных реакторах активная зона пронизывается технологическими каналами, в которых размещается топливо, омываемое потоками теплоносителя.

В бассейновых  реакторах активная зона размещается в бассейне, заполненном обычной или тяжелой водой, которая также может принудительно циркулировать в активной зоне, омывая топливные элементы.

Конструкция реактора на медленных нейтронах определяется в основном выбранными теплоносителем и замедлителем. Поэтому реакторы могут быть:

• канальные водографитовые,
• корпусные водо-водяные,
• тяжеловодные (канальные водо-водяные),
• газоохлаждаемые (газографитовые),
• на быстрых нейтронах (БН).

Эта классификация не исчерпывает  все возможные виды ядерных реакторов. Помимо АЭС ядерные реакторы используют на атомных теплоэлектроцентралях (АТЭЦ) для получения электрической и тепловой энергии;на атомных станциях теплоснабжения (АСТ) – для получения тепла; на судах различного назначения, космических объектах, для исследовательских целей.

 

Устройство различных типов ядерных реакторов

В настоящее время в  мире существует пять типов ядерных  реакторов. Это реактор ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический реактор), РБМК (Реактор Большой Мощности Канальный), реактор на тяжелой воде, реактор с шаровой засыпкой и газовым контуром, реактор на быстрых нейтронах. У каждого типа реактора есть особенности конструкции, отличающие его от других, хотя, безусловно, отдельные элементы конструкции могут заимствоваться из других типов. ВВЭР строились в основном на территории бывшего СССР и в Восточной Европе, реакторов типа РБМК много в России, странах Западной Европы и Юго-Восточной Азии, реакторы на тяжелой воде в основном строились в Америке.

ВВЭР

    Реакторы ВВЭР являются самым распространенным типом реакторов в России. Весьма привлекательны дешевизна используемого в них теплоносителя-замедлителя и относительная безопасность в эксплуатации, несмотря на необходимость использования в этих реакторах обогащенного урана. Из самого названия реактора ВВЭР следует, что у него и замедлителем, и теплоносителем является обычная легкая вода. В качестве топлива используется обогащенный до 4.5% уран.

    Первый контур, реакторный, полностью изолирован от второго, что уменьшает радиоактивные выбросы в атмосферу. Циркуляционные насосы (насос первого контура на схеме не показан) прокачивают воду через реактор и теплообменник (питание циркуляционных насосов происходит от турбины). Вода реакторного контура находится под повышенным давлением, так что несмотря на ее высокую температуру (293 градуса - на выходе, 267 - на входе в реактор) ее закипания не происходит. Вода второго контура находится под обычным давлением, так что в теплообменнике она превращается в пар. В теплообменнике-парогенераторе теплоноситель, циркулирующий по первому контуру, отдает тепло воде второго контура. Пар, генеруемый в парогенераторе, по главным паропроводам второго контура поступает на турбины и, отдает часть своей энергии на вращение турбины, после чего поступает в конденсатор. Конденсатор, охлаждаемый водой циркуляционного контура (так сказать, третий контур), обеспечивает сбор и конденсацию отработавшего пара. Конденсат, пройдя систему подогревателей, подается снова в теплообменник.

   Строение активной зоны. Она имеет прочный наружный стальной корпус, могущий в случае непредвиденных обстоятельств локализовать возможную аварию. Корпус полностью заполнен водой под высоким давлением. В середине активной зоны расположены ТВС с шагом в 20-25 см. Некоторые ТВС дополнены сверху поглотителем из бороциркониевого сплава и нитрида бора и способны находится в активной зоне или бороциркониевой частью, или урановой - таким образом осуществляется регулирование цепной реакции. Вода подается в реактор снизу под давлением. Сверху реактор закрыт стальной крышкой, герметизирующей его корпус и являющейся биозащитой.

  РБМК

  РБМК построен по несколько другому принципу, чем ВВЭР. Прежде всего в его активной зоне происходит кипение - из реактора поступает пароводная смесь, которая, проходя через сепараторы, делится на воду, возвращающуюся на вход реактора, и пар, который идет непосредственно на турбину. Электричество, вырабатываемое турбиной, тратится, как и в реакторе ВВЭР, также на работу циркуляционных насосов.

   Основные технические характеристики РБМК следующие. Активная зона реактора — вертикальный цилиндр диаметром 11.8 метров и высотой 7 метров По периферии активной зоны, а также сверху и снизу расположен боковой отражатель - сплошная графитовая кладка толщиной 0.65 метра. Собственно активная зона собрана из графитовых шестигранных колонн (всего их 2488), собранных из блоков сечением 250х250мм. По центру каждого блока сквозь всю колонну проходят сквозные отверстия диаметром 114мм для размещения технологических каналов и стержней СУЗ.

   Общее число технологических каналов в активной зоне 1693. Внутри большинства технологических каналов находятся тепловыделяющие кассеты, имеющие довольно сложную структуру. Кассета состоит из двух последовательно соединенных тепловыделяющих сборок (ТВС), длина каждой из которых 3,5м. ТВС содержит 18 стержневых твэлов — трубок наружным диаметром 13,5мм с толщиной стенки 0,9 мм, заполненных таблетками диаметром 11,5мм из двуокиси урана (UO₂), крепежные детали из сплава циркония и несущий стержень из оксида ниобия. Стенки кассеты плотно фиксированы к графитовой кладке, а внутри кассет циркулирует вода. В остальных каналах расположены стержни системы управления защитой, которые состоят из поглотителя - бороциркониевого сплава. Некоторые каналы полностью изолированы от теплоносителя, и в них расположены датчики радиации.

Электрическая мощность РБМК - 1000 Мвт. АЭС с реакторами РБМК составляют заметную долю в атомной энергетике. Так, ими оснащены Ленинградская, Курская, Чернобыльская, Смоленская, Игналинская АЭС.