Курс лекций по физике ядерного реактора Аварийные ситуации Радиоактивные отходы Термоядерные реакторы Источники радиоактивного облучения

Атомная энергетика. Курс лекций по физике ядерного реактора

Реакторы с водой под давлением.

Наиболее распространенным гражданским энергетическим реактором является реактор с водой под давлением (PWR). Реакторы PWR первоначально создавались для ядерных подводных лодок. Схема реактора PWR показана на рис. 2.9. Вода при давлении 15 МПа закачивается в корпус реактора, содержащий активную зону. Вода проходит вниз, через зазор между активной зоной и корпусом давления, а затем направляется вверх, омывая топливные элементы. После активной зоны вода через систему трубопроводов попадает в парогенератор. Легководный теплоноситель реактора действует в нем и как замедлитель. Поглощение нейтронов легкой водой (см. гл. 1) требует существенного обогащения топлива до 3,2% 235U (примерно в 4,5 раза выше, чем в естественном уране). В парогенераторе поток горячей воды из реактора проходит по вертикальным U-образным трубкам (см. рис. 2.9), а вода низкого давления подается в корпус парогенератора и омывает трубки с наружной стороны. При этом образуется пар с давлением около 7 МПа, который идет от парогенератора в турбину, а оттуда - в конденсатор. Конденсируемая вода возвращается в парогенератор. На рис. 2.9 показан один замкнутый контур теплоносителя. Реакторы PWR имеют обычно два, три или четыре контура на один корпус реактора. На рис. 2.10 показан типичный четырехконтурный реактор PWR. Обычно в типичных топливных элементах реакторов PWR топливо в виде таблеток диоксида урана заключено в трубку из циркониевого сплава (циркалоя). Трубки обычно монтируются в квадратную сборку (17 рядов по 17 трубок), причем некоторые трубки отсутствуют для размещения регулирующих стержней в активной зоне.

Рис. 2.9. Схема реактора с легководным замедлителем и теплоносителем под давлением (PWR):

1 - компрессор; 2 - нагревающее устройство; 3 - регулирующие стержни; 4 - активная зона; 5 - стальной корпус давления; 6 - система аварийного охлаждения активной зоны; 7 - насос; 8 - питательная вода; 9 - парогенератор; 10 - пар

В 1982 г. во всем мире работало 77 энергетических реакторов типа PWR и 164 реактора строились. Хотя эффективность парового цикла реактора PWR сравнительно мала (32%), его капитальные затраты могут быть значительно ниже, чем для реактора AGR. Основная причина этого - существенное уменьшение размеров активной зоны, ставшее возможным благодаря увеличению объемной плотности энерговыделения (см. табл. 2.3). Другим фактором, снижающим капитальные затраты, является возможность изготовления большой части реактора в заводских условиях.

Из-за высокой скорости генерации тепла на единицу массы топлива (среднее тепловыделение топлива) реакция PWR на изменения рабочих условий протекает гораздо быстрее, чем у реактора AGR. Это считается отрицательным фактором с точки зрения безопасности. Даже в остановленном реакторе уровень остаточного тепловыделения настолько высок, что активная зона должна всегда находиться под водой. Мы обсудим безопасностные характеристики реакторов PWR ниже. Реакторы PWR испытывают трудности, связанные с коррозией парогенераторов со стороны, где образуется пар. Реакторы вообще чаще страдают от проблем, связанных с оборудованием вне активной зоны, чем в ней. Хотя существует уверенность в преодолимости коррозионных проблем конструктивными мерами, большинство реакторов все еще страдает от них. Эта проблема не основная для безопасности реактора, но она ограничивает его технико-экономические показатели.

Рис. 2.10. Схема типичной четырехпетлевой АЭС с реактором PWR:

1 - защитная оболочка АЭС; 2 - турбина; 3 - активная зона; 4 - конденсаторы; 5 - электрогенераторы


На главную страницу. Реакторы атомных станций