Ядерная энергетика

Примеры
Задачи

Возрождение

Лекции
Чертеж

Типы реакторов АЭС

Ядерные реакторы различаются по параметрам, конструкционному исполнению, назначению и ряду других отличительных признаков, основные из которых следующие:

энергия нейтронов, при взаимодействии с которыми происходит деление тяжелых ядер;

материал замедлителя в реакторах на тепловых нейтронах;

вид и параметры теплоносителя;

назначение и конструкционное исполнение.

Водо-водяные реакторы

Имеется два типа водо-водяных реакторов. В одних вода поддерживается в однофазном состоянии, т.е. без кипения. Это – реакторы с водой под давлением (ВВРД), которые в отечественной практике называют водо-водяными энергетическими реакторами (ВВЭР). Реакторы, в активной зоне которых происходит кипение воды, называют кипящими.

В первом контуре ВВРД, чтобы предотвратить кипение, поддерживается высокое давление (более 15 МПа). Выделяющееся здесь тепло передается в парогенераторах второму контуру, где образуется пар, который направляется в турбину (рис.7.4). В кипящих водо-водяных реакторах пар образуется непосредственно в активной зоне при давлении значительно меньшем, чем в реакторах с водой под давлением. Пар из реактора направляется непосредственно в турбину, и после конденсации вода возвращается в активную зону.

Существенное повышение единичной мощности реактора при практически неизменных размерах корпуса достигается за счет таких факторов:

перехода к ТВЭЛам меньшего диаметра (увеличения поверхности нагрева);

выравнивания распределения энерговыделений по объему активной зоны, что дает возможность приблизить среднюю мощность к максимальной;

усовершенствования замеров системы внутреннего контроля, что позволяет уменьшить неоправданные запасы основных теплофизических величин к гранично допустимым значениям (увеличение затрат, давления и температуры теплоносителя);

увеличения объема активной зоны (высоты, частично, диаметра).

Это реакторы ВВЭР-440, ВВЭР-1000 с электрической мощностью блоков АЭС 400 и 1000 МВт, соответственно.

Рассмотрим реактор ВВЭР-1000 (рис.7.4). Всего в состав входит: главный циркуляционный контур (I контур), система компенсации давления, система аварийного охлаждения зоны (САОЗ), второй контур со всем энергетическим оборудованием по производству тепла и электроэнергии.

Главный циркуляционный контур состоит из реактора и четырех циркуляционных петель, каждая из которых включает горизонтальный парогенератор, главный циркуляционный насос и главный циркуляционный трубопровод диаметром 850 мм, соединяющий оборудование петли с реактором.

Реактор представляет собой вертикальный цилиндрический корпус (1) с эллиптическим днищем. Посредине корпуса размещена активная зона (2) и внутрикорпусные устройства. Вверху реактор герметично закрыт крышкой с установленными на ней приводами механизмов, органов регулирования и защиты реактора (7).

Теплоноситель циркулирует по четырем петлям первого контура, охлаждается в парогенераторах (9), поступает в реактор через нижний ряд напорных патрубков (5), опускается по кольцевому зазору между корпусом и внутрикорпусными устройствами и, пройдя снизу верх активную зону, выходит из реактора через верхний ряд патрубков (6). Подогрев воды в активной зоне за счет тепловыделения топливных элементов дает на выходе из реактора температуру теплоносителя 322 оС, при давлении
16 МПа. В парогенераторе вода второго контура снимает теплоту первого контура. Насыщенный пар с давлением 6 МПа из парогенератора поступает в турбину.

Рис 7.4. Принципиальная схема водо-водяного энергетического реактора (ВВЭР)

1 – корпус; 2 – активная зона; 3 – шахта; 4 – блок защитных труб; 5 – вход теплоносителя; 6– выход теплоносителя; 7 – верхний блок с приводом; 8 – компенсатор давления; 9 – парогенератор; 10 – турбина; 11 – генератор; 12 – конденсатор турбины; 13 – градирня; 14 – конденсатный насос; 15 – система регенерации низкого давления; 16 – деаэратор; 17 – питательный насос; 18 – система регенерации низкого давления; 19 – циркуляционный насос первого контура

Руководство реактивностью и, тем самым, тепловыделением осуществляется перемещением органов регулирования с поглотителями в виде стержней, а также изменением концентрации борной кислоты в теплоносителе.

Реактор устанавливается в бетонной шахте, которая обеспечивает надежное его укрепление и биологическую защиту. Оборудование первого контура размещено в герметичной оболочке, рассчитанной на повышение давления в экстремальном случае полного разрыва главного циркуляционного трубопровода, а также при ударе падающего самолета.

Конструкция реактора и способ его крепления, а также системы управления и защиты (СУЗ) и аварийное охлаждение зоны обеспечивают безопасный останов и охлаждение при полном отсутствии электрического тока и при землетрясении силой 9 баллов.

Перегрузка топлива на остановленном и охлажденном реакторе делается один раз в год, при этом выгружают лишь 1/3 всей активной зоны. Таким образом, все топливо заменяется каждые три года.

Ланшафтный дизайн