Ядерная энергетика и особые подходы к работоспособности конструкционных материалов

Министерство образования Украины

Днепропетровский национальный университет

Кафедра «Технология производства»



















Ядерная энергетика и особые подходы к работоспособности конструкционных материалов



Выполнила: Бакижанова Д.С

Проверила: Манжелевский С.В

















Днепропетровск

ДНУ

2011


Ядерная энергетика является отраслью энергетики, которая использует атомную энергию (ядерную энергию) в целях выработки электрического тока и параллельно тепловой энергии. Источниками энергии АЭС (атомных электростанций) являются ядерные реакторы, в которых протекает контролируемая цепная реакция деления ядер в тяжелых элементах, в ходе которой (при делении ядер плутона или урана) производится тепловая энергия, которая путем преобразования превращается электрическую энергию (таким же образом, как и на тепловых электростанциях).

Если происходит значительное истощении запасов природных ресурсов (газа, угля, торфа или нефти) ядерное топливо на сегодняшний день является единственным реальным способом надежного обеспечения граждан необходимым ему количеством электроэнергии.

Рост потребителей электрического тока привело к тому, что в отдельных странах мира уже ощутима нехватка природного топлива и все большее развитых стран становятся зависимы от импорта иностранных энергоресурсов.

Работа все атомные электростанции построена на ядерных реакторах двух типов: на быстрых и тепловых нейтронах. Реакторы, работающие на тепловых нейтронах получили наибольшее применение во всем мире.

Установленные на первых действующих атомных электростанциях реакторы уран-графитового состава не имели тяжелого и достаточно громоздкого корпуса выполненного из стали, что является весьма заманчивым, так как оно позволяет заводам тяжелого машиностроения не заниматься изготовлением стальных изделий огромных размеров и значительно снижает себестоимость АЭС.

В настоящее время в мире построено достаточно много различных реакторов работающих на тепловых нейтронах с различными теплоносителями и замедлителями. Учеными доказано, что атомные электростанции с реакторами, работающими на тепловых нейтронах составляют достойную конкуренцию обычным ТЭС, но в то же время масштабы развития атомных электростанций значительно сдерживаются низкой эффективностью при использовании природного урана реакторами, работающими на тепловых нейтронах.

Атомная энергетика Украины — отрасль украинской энергетики. По количеству энергетических реакторов Украина занимает десятое место в мире и пятое в Европе, все типа ВВЭР. На Украине действуют 4 атомных электростанции с 15 энергоблоками, одна из которых, Запорожская АЭС с 6 энергоблоками общей мощностью 6000 МВт, является крупнейшей в Европе. В 2009 году вклад атомной энергетики составлял 48% от общего производства электричества в стране, общая мощность АЭС равнялась 13 835 МВт [1].

До 2011 года всё ядерное топливо поставлялось из России компанией ТВЭЛ. В 2011 году компания Westinghouse Electric Company (англ.)русск. начала поставки своих ТВС на Украину. Согласно заключённому в 2008 году контракту, Westinghouse поставит не менее 630 ТВС в течение 2011—2015 годов для поэтапной замены российского топлива на минимум 3 энергоблоках с ВВЭР-1000 [2].

В 2006 году правительство Украины запланировало строительство 11 новых энергоблоков к 2030 году[1].

Ядерным (или атомным) реактором называется устройство, в котором осуществляется управляемая реакция деления ядер.

Первые ядерные реакторы. Впервые цепная ядерная реакция деления урана была осуществлена в США коллективом ученых под руководством Энрико Ферми в декабре 1942 г.

В Советском Союзе первый ядерный реактор был запущен 25 декабря 1946 г. коллективом физиков, который возглавлял учёный Игорь Васильевич Курчатов.

В настоящее время созданы различные типы реакторов, отличающихся друг от друга как по мощности, так и по своему назначению.

В ядерных реакторах, кроме ядерного горючего, имеется замедлитель нейтронов и управляющие стержни. Выделяемая энергия отводится теплоносителем.

Основными элементами ядерного реактора является: ядерное горючее, замедлитель нейтронов (тяжелая или обычная вода, графит и др. ), теплоноситель для вывода энергии, образующейся при работе реактора(вода, жидкий натрий и др.) и устройств для регулирования скорости реакции (вводимые в рабочее пространство реактора стержни, содержащие кадмий или бор – вещества, которые хорошо поглощают нейтроны).

Снаружи реактор окружают защитной оболочкой, задерживающей гамма- излучение и нейтроны. Оболочку выполняют из бетона с железным заполнителем.

Лучшим замедлителем является тяжелая вода. Обычная вода сама захватывает нейтроны и превращается в тяжелую воду. Хорошим графит, ядра которого не поглощают нейтронов.

ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР, устройство, в котором осуществляется управляемая ядерная цепная реакция, сопровождающаяся выделением энергии. Первый ядерный реактор построен в декабре 1942 в США под руководством Э. Ферми. В Европе первый ядерный реактор пущен в декабре 1946 в Москве под руководством П. В. Курчатова. Составными частями любого ядерного реактора являются: активная зона с ядерным топливом, обычно окружённая отражателем нейтронов, теплоноситель, система регулирования цепной реакции, защита, система дистанционного управления. Основной характеристикой ядерного реактора является его мощность. Мощность в 1 Мвт соответствует цепной реакции, в которой происходит 3*1016 актов деления в 1 сек.

В активной зоне ядерного реактора находится ядерное топливо, протекает цепная реакция ядерного деления и выделяется энергия. Состояние ядерного реактора характеризуется эффективным коэффициентом Кэф размножения нейтронов или реактивностью :

 = (Кэф - 1)/Кэф.



Если Кэф > 1, то цепная реакция нарастает во времени, ядерный реактор находится в надкритичном состоянии и его реактивность ρ > 0; если Кэф < 1, то реакция затухает, реактор - подкритичен, р < 0; при Кэф = 1, р = 0 реактор находится в критическом состоянии, идёт стационарный процесс и число делений постоянно во времени. Для инициирования цепной реакции при пуске ядерного реактора в активную зону обычно вносят источник нейтронов (смесь Ra и Be, 252Cf и др.), хотя это и не обязательно, т. к. спонтанное деление ядер урана и космические лучи дают достаточное число начальных нейтронов для развития цепной реакции при Кэф > 1.

В качестве делящегося вещества в большинстве Ядерный реактор применяют 235U. Если активная зона, кроме ядерного топлива (природный или обогащённый уран), содержит замедлитель нейтронов (графит, вода и др. вещества, содержащие лёгкие ядра), то основная часть делений происходит под действием тепловых нейтронов (тепловой реактор). В ядерном реакторе на тепловых нейтронах может быть использован природный уран, не обогащённый 235U (такими были первые ядерные реакторы). Если замедлителя в активной зоне нет, то основная часть делении вызывается быстрыми нейтронами с энергией ξ > 10 кэв (быстрый реактор). Возможны также реакторы на промежуточных нейтронах с энергией 1 - 1000 эв.



Классификация ядерных реакторов



По назначению и мощности ядерные реакторы делятся на несколько групп:

1) экспериментальный реактор (критическая сборка), предназначенный для изучения различных физических величин, значение которых необходимо для проектирования и эксплуатации ядерных реакторов: мощность таких ядерных реакторов не превышает нескольких кВт:

2) исследовательские реакторы, в которых потоки нейтронов и -квантов, генерируемые в активной зоне, используются для исследований в области ядерной физики, физики твёрдого тела, радиационной химии, биологии, для испытания материалов, предназначенных для работы в интенсивных нейтронных потоках (в т. ч. деталей ядерного реактора), для производства изотопов. Мощность исследовательского ядерного реактора не превосходит 100 Мвт: выделяющаяся энергия, как правило, не используется. К исследовательским ядерным реакторам относится импульсный реактор:

3) изотопные ядерные реакторы, в которых потоки нейтронов используются для получения изотопов, в т. ч. Pu и 3Н для военных целей;

4) энергетические ядерные реакторы, в которых энергия, выделяющаяся при делении ядер, используется для выработки электроэнергии, теплофикации, опреснения морской воды, в силовых установках на кораблях и т. д. Мощность (тепловая) современного энергетического ядерного реактора достигает 3-5 Гвт.

Ядерные реакторы могут различаться также по виду ядерного топлива (естественный уран, слабо обогащённый, чистый делящийся изотоп), по его химическому составу (металлический U, UO2, UC и т. д.), по виду теплоносителя (Н2О, газ, D2O, органические жидкости, расплавленный металл), по роду замедлителя (С, Н2О, D2O, Be, BeO. гидриды металлов, без замедлителя). Наиболее распространены гетерогенные Ядерный реактор на тепловых нейтронах с замедлителями — Н2О, С, D2O и теплоносителями — Н2О, газ, D2O[3].

Тепловыделя́ющий элеме́нт (ТВЭЛ), конструктивный элемент ядерного реактора, в котором протекает цепная ядерная реакция; служит для получения тепла, которое затем передаётся теплоносителю; состоит из сердечника и герметичной оболочки. Имеет форму цилиндра (сплошного или пустотелого), пластины и др. с металлической оболочкой, внутрь которого помещают сердечники, выполненные из делящегося материала, например из урана, тория, плутония или их сплавов с алюминием, цирконием и другими металлами, из прессованных смесей порошков урана и алюминия (металлокерамические сердечники) или из спечённых или сплавленных оксидов или карбидов урана либо тория с наполнителями.

Наибольшее распространение получили цилиндрические (стержневые) ТВЭЛы, в некоторых случаях они могут иметь трубчатую, пластинчатую или другую форму. Герметичная оболочка изготовляется главным образом из сплавов алюминия и циркония, слабо поглощающих нейтроны (в тепловых реакторах), а также из нержавеющей стали (в быстрых реакторах); иногда для этих целей применяют графит высокой плотности. Оболочка должна обеспечивать надёжное разделение между теплоносителем и сердечником, существенно не изменять характер поглощения нейтронов в реакторе, не допускать выбросов осколков деления в теплоноситель и обладать высокой механической прочностью, коррозионной и термической стойкостью.

Конструктивно ТВЭЛы выпускают в виде отдельных элементов или объединяют в сборки (пакеты, кассеты, блоки). Их размещают в активной зоне реактора в каналах твёрдого замедлителя, через которые протекает теплоноситель, или пропускают через них жидкий теплоноситель, служащий одновременно замедлителем ядерной реакции. В энергетических реакторах срок службы тепловыделяющих элементов может достигать трёх лет.

Изготовление тепловыделяющих элементов осуществляется на автоматизированных линиях, объединяющих технологические и контрольные операции в единый технологический комплекс. Особое внимание уделяется технологии сварки нижней и верхней заглушек и контролю качества сварных швов и околошовных зон, которые должны обладать высокой прочностью и коррозионной стойкостью, отсутствием внешних и скрытых дефектов, структурных аномалий и внутренних напряжений.

Гарантии качества и надежной работы тепловыделяющих элементов в течении проектного срока эксплуатации в активной зоне реактора обеспечиваются многоступенчатой системой контроля и приемки готовых изделий.

Тип ТВЭЛа определяется типом и назначением реактора, параметрами теплоносителя. ТВЭЛ должен обеспечить надежный отвод тепла от топлива к теплоносителю.

В большинстве современных энергетических реакторов (ВВЭР, РБМК), ТВЭЛ представляет собой стержень диаметром 9,1—13,5 мм и длиной несколько метров.







Внутри ТВЭЛов происходит выделение тепла за счёт ядерной реакции деления топлива и взаимодействия нейтронов с веществом материалов активной зоны и теплоносителя, которое передаётся теплоносителю. Конструктивно, каждый твэл состоит из сердечника и герметичной оболочки.

Помимо делящегося вещества (233U, 235U, 239Pu), сердечник может содержать вещество, обеспечивающее воспроизводство ядерного топлива (238U, 232Th).

Сердечник

Сердечники бывают металлическими, металлокерамическими или керамическими. Для металлических сердечников используются чистые уран, торий или плутоний, а также их сплавы с алюминием, цирконием, хромом, цинком. Материалом металлокерамических сердечников служат спрессованные смеси порошков урана и алюминия. Для керамических сердечников спекают или сплавляют оксиды или карбиды урана или тория (UO2, ThC2).

Высоким требованиям по механической прочности и устойчивости физических свойств и геометрических размеров в условиях интенсивного нейтронного и γ-излучения наиболее соответствуют керамические и металлокерамические сердечники, однако из-за наличия наполнителя для них требуется ядерное топливо повышенного обогащения (с содержанием 235U до 10 % и более). Для повышения стойкости сердечника, в него иногда добавляют материалы, интенсивно поглощающие нейтроны (например, молибден).

В большинстве энергетических реакторов обычно применяют керамические сердечники из двуокиси урана (UO2), которые не деформируются в течение рабочего цикла выгорания топлива. Другое важное свойство этого соединения — отсутствие реакции с водой, которая может привести в случае разгерметизации оболочки ТВЭЛа к попаданию радиоактивных элементов в теплоноситель. Также, к достоинствам диоксида урана можно отнести то, что его плотность близка плотности самого урана, что обеспечивает нужный поток нейтронов в активной зоне.

Оболочка

Хорошая герметизация оболочки ТВЭЛов необходима для исключения попадания продуктов деления топлива в теплоноситель, что может повлечь распространение радиоактивных элементов за пределы активной зоны. Также, в связи с тем, что уран, плутоний и их соединения крайне химически активны, их химическая реакция с водой может повлечь деформацию ТВЭЛа и другие нежелательные последствия. Материал оболочки ТВЭЛов должен обладать следующими свойствами:

высокая коррозионная, эрозионная и термическая стойкость;

он должен существенно изменять характер поглощения нейтронов в реакторе.

Оболочки ТВЭЛов в настоящее время изготавливают из сплавов алюминия, циркония, нержавеющей стали. Сплавы Al используются в реакторах с температурой активной зоны менее 250—270 °C, сплавы Zr — в энергетических реакторах при температурах 350—400 °C, а нержавеющая сталь, которая интенсивно поглощает нейтроны, — в реакторах с температурой более 400 °C. Иногда используют и другие материалы, например, графит.

В случае использования керамических сердечников, между ними и оболочкой оставляют небольшой зазор, необходимый для учёта различных коэффициентов теплового расширения материалов, а для улучшения теплообмена оболочку ТВЭЛа вместе с сердечниками заполняют газом, который хорошо проводит тепло, чаще всего для этих целей используют гелий. В процессе работы ТВЭЛа исходный зазор (примерно 100 мкм по радиусу) уменьшается, вплоть до полного исчезновения.

Конструктивное исполнение

ТВЭЛ реактора ВВЭР-1000 представляет собой трубку, заполненную таблетками из двуокиси урана UO2 и герметично уплотненную. Трубка ТВЭЛа изготовлена из рекристализованного циркония, легированного 1 % ниобия (сплав Н-1). Плотность сплава 6,55 г/см³, температура плавления 1860°C. Для сплава Н-1 температура 350°C является своеобразной критической точкой, после которой прочностные свойства сплава ухудшаются, а пластические увеличиваются. Наиболее резко свойства изменяются при температурах 400—500 °C. При температуре выше 1000°C цирконий взаимодействует с водяным паром, при 1200°C эта реакция протекает быстро (минуты) (при этом выделяющееся тепло реакции разогревает оболочку до температуры плавления (1860 °C) и образуется водород).

Наружный диаметр трубки ТВЭЛа 9,1±0,05 мм, толщина 0,65±0,03 мм, внутренний диаметр — 7,72+0,08 мм.

В трубку с зазором 0,19—0,32 мм на диаметр помещены таблетки двуокиси урана высотой 20 мм и диаметром 7,53−0,05 мм. В середине таблеток имеются отверстия диаметром 2,3 мм, а края скруглены фасками. В холодном состоянии общая длина столба таблеток в ТВЭЛе составляет 3530 мм. Длина трубки ТВЭЛа составляет 3800 мм, положение столба топливных таблеток зафиксировано разрезными втулками из нержавеющей стали и пружиной, не препятствующими тепловым перемещениям.

При герметизации ТВЭЛа его внутренняя полость заполняется гелием под давлением 20—25 атм. Внутренний объем ТВЭЛа (в холодном состоянии 181 см³) на 70 % заполнен таблетками топлива. Длина ТВЭЛа 3837 мм, вес — 21 кг, на нижней концевой пробке имеется поперечное отверстие для крепления к нижней опорной решетке тепловыделяющей сборки.

Герметичность каждого ТВЭЛа проверяется гелиевым течеискателем. Герметизирующие элементы ТВЭЛа (трубка и концевые детали) образуют оболочку, а таблетки двуокиси урана — топливный сердечник.

Цирконий удачно сочетает ядерные и физические характеристики с механическими свойствами, коррозионностоек в большинстве сред, применяемых в качестве теплоносителей ядерных реакторов и достаточно технологичен.

Таблетки двуокиси урана имеют высокую температуру плавления (около 2800 °C), не взаимодействуют с водой и паром даже при высоких температурах, совместимы с материалом оболочки ТВЭЛа.

Двуокись урана имеет низкую теплопроводность (в 40 раз меньше, чем у стали). Плотность двуокиси урана 10,4—10,8 г/см³. При протекании цепной реакции в объеме топливных таблеток равномерно выделяется энергия до 0,45 кВт/см³ (450 кВт/л).

Это тепло отводится из объема таблеток к поверхности трубок (оболочек), охлаждаемых водой, поэтому наибольшая температура устанавливается на оси симметрии таблеток.

При номинальной мощности реактора температура на оси ТВЭЛа составляет около 1600 °C, а на поверхности таблеток — около 470 °C. Максимальная температура достигает соответственно 1940 и 900 °C. Перепад температуры на газовом зазоре между таблетками и трубкой (оболочкой) в среднем составляет 100 °C, на оболочке — 23 °C. Температура наружной поверхности трубки ТВЭЛа составляет около 350 °C. Удельный тепловой поток составляет 0,6 МВт/м², а линейный тепловой поток — 17 кВт/м трубки.

При номинальной мощности давление гелия достигает 80—100 атм, а топливный сердечник ТВЭЛа удлиняется от нагрева на 30 мм.

Содержание делящегося 235U в массе топливных таблеток составляет 4,4 % в начале кампании и 0,8—1 % при выгрузке из реактора. Около 5 % продуктов деления урана являются газообразными веществами, увеличивающими давление внутри оболочки ТВЭЛа на 80 атм в конце кампании в горячем состоянии (давление теплоносителя в активной зоне 160 атм). После охлаждения парциальное давление газообразных продуктов деления в оболочке ТВЭЛа составляет около 20 атм.

Для загрузки в реактор ТВЭЛы объединяются в так называемые тепловыделяющие сборки (ТВС), которые в случае твёрдого замедлителя размещают в специальных каналах, по которым протекает теплоноситель. В реакторах с жидким замедлителем сборки размещаются непосредственно в его объёме [4].

Характеристики

Основной параметр ТВЭЛа — глубина выгорания топлива, которая в энергетических реакторах достигает 40 МВт·сут/кг, а время работы составляет до 3—4 лет. В современных ВВЭР выгорание топлива ТВЭЛов достигает более 65 МВт·сут/кг U за 6-летнюю (по примерно 320 сут.) кампанию.

Использованные ТВЭЛы подвергаются переработке с целью извлечения неиспользованного в данной кампании или вновь накопленного ядерного топлива.




Корпус ядерного реактора



			Корпус реактора ВВЭР-1000

			Корпус - часть ядерного реактора, предназначенная для размещения в ней активной зоны, отражателей нейтронов и внутрикорпусных устройств и для организации отвода тепла. Корпус имеет патрубки для отвода теплоносителя, а также устройства герметизации внутрикорпусного пространства.

			

			Основные характеристики корпуса ВВЭР

Параметр

ВВЭР-210

ВВЭР-363

ВВЭР-440

ВВЭР-1000

Рабочее давление, МПа

10

10,5

12,5

16

Внутренний диаметр, мм

3600

3560

3560

4155

Высота, мм

11100

12000

11800

10880

Максимальный диаметр, мм по бандажу

4400

4400

4270

4535

Толщина, мм

Цилиндрической части

100

120

140

190



Зоны патрубков

180

200

200

265

Количество отверстий под входные и выходные патрубки

2/6

2/8

2/6

2/4

Масса корпуса, т

185,4

209,2

200,8

304

Количество шпилек

60

60

60

54

Диаметр резьбы шпилек, мм

М130*6

М130*6

М130*6

М170*6



Корпус реактора типа ВВЭР представляет собой сложную конструкцию цилиндрической формы, изготовляемую из цельнокованых обечаек без продольных сварных швов, что повышает надежность эксплуатации. Нижняя часть корпуса, где расположена активная зона, как правило, выполняется в виде целой цилиндрической оболочки с эллиптическим днищем без каких-либо врезок и отверстий. Входные и выходные патрубки для подсоединения главных циркуляционных трубопроводов теплоносителя, а также другие коммуникации располагаются выше верхней части активной зоны не менее чем на 1000 мм.

При конструировании и изготовлении корпусов ВВЭР ставится задача обеспечения многолетней - (до 30 лет) надежной эксплуатации реактора при различных режимах. Корпус реактора работает в очень жестких условиях: высокие давление и температура теплоносителя, мощные потоки радиоактивного излучения, значительные скорости теплоносителя, который даже при высокой степени чистоты является коррозионно-агрессивной средой. В процессе эксплуатации металл корпуса подвергается периодическим нагрузкам, связанным с колебанием давления и температуры при установившихся и переходных режимах и с понижением давления до атмосферного и температуры до 60°С при плановых и аварийных остановках. Потоки ядерного излучения, циклические нагрузки и длительное воздействие высокой температуры вызывают постепенное изменение свойств материала. Профилактический осмотры ремонт элементов корпуса ограничены, вследствие их больше наведенной радиоактивности. Для работы в таких условиях предпочтительными материалами являются перлитные низколегированные стали типа 15Х2МФА и 22К. Помимо высоких механических и пластических свойств вышеперечисленные стали технологична при сварке и изготовлении поковок массой до 200000 кг и толщиной до 600 мм. Внутренняя поверхность корпуса обычно покрывается антикоррозионной наплавкой, что значительно уменьшает выход продуктов коррозии в воду реактора. Изготовление корпусов ВВЭР, работающих при высоких давлениях (до 16 МПа) и температуре (до 340 °С) теплоносителя, целиком из нержавеющих сталей невозможно вследствие не технологичности и низкой прочности их.

Корпус ВВЭР-1000 имеет два ряда патрубков диаметром 850 мм по четыре патрубка в ряду, для подключения четырех циркуляционных петель главного циркуляционного контура.

Применение корпуса с двухрядным расположением патрубков позволяет уменьшить габариты корпуса по патрубкам в плане по сравнению с однорядным расположением, а также упрощает схему циркуляции теплоносителя в реакторе за счет разделения потока теплоносителя сплошной кольцевой перегородкой, что частично исключает появление "горячих" пятен в зоне концентраций напряжений у патрубков корпуса.

Однорядное расположение патрубков на корпусах ВВЭР в свою очередь значительно упрощает технологию и время изготовления корпуса. С увеличением единичной мощности ВВЭР и расширением строящихся АЭС реакторы с однорядным расположением патрубков будут предпочтительнее, так как определяющим фактором будет время изготовления, а не габариты.

Уплотнение главного разъема и крепление крышки к корпусу осуществляются с помощью шпилек, при этом обеспечивается прочное прилегание торца фланца корпуса к торцу фланца крышки. Уплотнение главного разъема ВВЭР-1000 осуществляется двумя прокладками, установленными в канавки на торцевой поверхности фланца крышки. Прокладки изготовлены из труб диаметром 35х5, наружная поверхность которых покрыта никелем. ядерный энергетика реактор






Рис. Конструкция реактора ВВЭР-1000

1—верхний блок; 2—привод СУЗ(системы управления и защиты); 3—шпилька; 4—труба для загрузки образцов-свидетелей; 5—уплотнение; 6—корпус реактора; 7—блок защитных труб; 8—шахта; 9—выгородка активной зоны; 10—топливные сборки; 11—теплоизоляция реактора; 12—крышка реактора; 13—регулирующие стержни; 14—топливные стержни; 15—фиксирующие шпонки;



Таблица. Основные характеристики корпуса ВВЭР

Параметр

ВВЭР-210

ВВЭР-363

ВВЭР-440

ВВЭР-1000

Рабочее давление, МПа

10

10,5

12,5

16

Внутренний диаметр, мм

3600

3560

3560

4155

Высота, мм

11100

12000

11800

10880

Максимальный диаметр, мм по бандажу

4400

4400

4270

4535

Толщина, мм

Цилиндрической части

100

120

140

190



Зоны патрубков

180

200

200

265

Количество отверстий под входные и выходные патрубки

02.июн

02.авг

02.июн

02.апр

Масса корпуса, т

185,4

209,2

200,8

304

Количество шпилек

60

60

60

54

Диаметр резьбы шпилек, мм

М130*6

М130*6

М130*6

М170*6





Рис. Ядерный реактор БН-600

1. Шахта

2. Корпус

3. Главный циркуляционный насос 1 контура

4. Электродвигатель насоса

5. Большая поворотная пробка 

6.Радиационная защита 

7.Теплообменник "натрий-натрий" 

8.Центральная поворотная колонна с механизмами СУЗ 

9. Активная зона


Ядерный реактор БН-600 выполнен с „интегральной" компоновкой оборудования, при которой активная зона и оборудование первого контура (главные циркуляционные насосы и промежуточные теплообменники) размещены в корпусе реактора.

Корпус реактора представляет собой бак цилиндрической формы с эллиптическим днищем и конической верхней крышкой, выполненной с одиннадцатью горловинами - для поворотной пробки, насосов первого контура, промежуточных теплообменников, элеваторов системы перегрузки тепловыделяющих сборок (ТВС). Цилиндрическая часть корпуса соединена с днищем путем сварки через переходное опорное кольцо, на котором установлен опорный пояс, являющийся основой несущей конструкции внутри корпуса реактора; он образует системой радиальных ребер три сливные камеры для натрия, выходящего из теплообменников.

На опорном поясе смонтировано все внутри-корпусное оборудование напорная камера с ТВС активной зоны, зоны воспроизводства и внутреннего хранилища ТВС, первичная радиационная защита, промежуточные теплообменники, главные циркуляционные насосы первого контура. Нагрузка от массы реактора через опорное кольцо передается на катковые опоры, которые опираются на фундаментную плиту.

В центре верхней части реактора смонтировано поворотное устройство, состоящее из большой и малой поворотной пробок, эксцентрических друг относительно друга; на малой поворотной пробке смонтирована колонна СУЗ, в которой расположены исполнительные механизмы систем: управления и защиты, перегрузки ТВС, внутриреакторного контроля.

Реактор размещен в бетонной шахте диаметром 15 м. Конструкционный материал реактора - нержавеющая сталь марки Х18Н9 В центре верхней части реактора смонтировано поворотное устройство, состоящее из большой и малой поворотных пробок, эксцентричных друг относительно друга, на малой поворотной пробке смонтирована колонна СУЗ, несущая исполнительные механизмы систем управления и защиты, перегрузки ТВС, контроля активной зоны.

Для компенсации температурных удлинений насосов первого контура и промежуточных теплообменников относительно корпуса реактора использованы компенсаторы приваренные к горловине корпуса реактора Корпус реактора заключен в страховочный кожух, исключающий возможность вытекания натрия из реактора даже при разрывах его корпуса.

Активная зона и зона воспроизводства собираются из шестигранных ТВС кассетного типа с размерами „под ключ" 96 мм. Тепловыделяющая сборка состоит из твэлов, кожуха, головки для захвата ТВС при перегрузках и хвостовика, с помощью которого ТВС устанавливается в гнездо напорного коллектора и поддерживается вертикально. В хвостовике ТВС и в напорном коллекторе выполнены дроссельные устройства, обеспечивающие требуемое распределение расхода теплоносителя через ТВС, в соответствии с тепловыделением в них. Твэлы соединены между собой элементами крепления и ограждены чехлом, связывающим в единое целое все части ТВС. Твэлы заполнены по длине активной зоны втулками из обогащенной окиси урана (или смеси окиси урана) и окиси плутония, а выше и ниже активной зоны расположены торцевые экраны из брикетов окиси„отвального" урана. Твэлы зоны воспроизводства заполнены брикетами из „отвального" урана. Газовые полости над уровнем натрия в реакторе заполнены аргоном [5].

Для регулирования ядерного реактора важно, что часть нейтронов при делении вылетает из осколков с запаздыванием. Доля таких запаздывающих нейтронов невелика (0.68% для 235U, 0,22% для 239Pu). Время запаздывания Тзап от 0,2 до 55 сек. Если (Кэф - 1)  3/0, то число делений в ядерном реакторе растёт (Кэф > 1) или падает (Кэф < 1), с характерным временем ~ Tз. Без запаздывающих нейтронов эти времена были бы на несколько порядков меньше, что сильно усложнило бы управление ядерным реактором.

Для управления ядерного реактора служит система управления и защиты (СУЗ). Органы СУЗ делятся на: аварийные, уменьшающие реактивность (вводящие в ядерный реактор отрицательную реактивность) при появлении аварийных сигналов; автоматические регуляторы, поддерживающие постоянным нейтронный поток Ф (а значит - и мощность); компенсирующие (компенсация отравления, выгорания, температурных эффектов). В большинстве случаев это стержни, вводимые в активную зону ядерного реактора (сверху или снизу) из веществ, сильно поглощающих нейтроны (Cd, B и др.). Их движение управляется механизмами, срабатывающими по сигналу приборов, чувствительных к величине нейтронного потока. Для компенсации выгорания могут использоваться выгорающие поглотители, эффективность которых убывает при захвате ими нейтронов (Cd, В, редкоземельные элементы), или растворы поглощающего вещества в замедлителе. Стабильности работы ядерного реактора способствует отрицательный температурный коэффициент реактивности (с ростом температуры  уменьшается). Если этот коэффициент положителен, то работа органов СУЗ существенно усложняется.

Ядерный реактор оснащается системой приборов, информирующих оператора о состоянии ядерного реактора: о потоке нейтронов в разных точках активной зоны, расходе и температуре теплоносителя, уровне ионизирующего излучения в различных частях ядерного реактора и в вспомогательных помещениях, о положении органов СУЗ и др. Информация, получаемая с этих приборов, поступает в ЭВМ, которая может либо выдавать её оператору в обработанном виде (функции учёта), либо на основании математической обработки. Этой информации выдавать рекомендации оператору о необходимых изменениях в режиме работы ядерного реактора (машина - советчик), либо, наконец, осуществлять управление ядерного реактора без участия оператора (управляющая машина).




Список литературы



http://world-nuclear.org/info/inf46.html

http://atominfo.ru/news4/d0684.htm

Ядерная энергетика. Проблемы и перспективы. Экспертные оценки. Под ред. А.П. Александрова и др.. Изд. ИАЭ им. И.В. Курчатова, М. 1989г. 489с

Бойко В.И., Кошелев Ф.П. Ядерные технологии в различных сферах человеческой деятельности Томск, Изд-во ТПУ, 2006, 342 с

Кесслер Г. Ядерная энергетика М., Энергоатомиздат, 1986, 264 с.