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

Атомная энергетика. Курс лекций по физике ядерного реактора

Кипящие реакторы.

Кипящие реакторы (BWR) отличаются от реакторов PWR тем, что генерируют пар непосредственно в активной зоне и не имеют для этого отдельных парогенераторов. Схема реакторов BWR показана на рис. 2.11 а. 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 циркуляционного насоса, а пар из верхней части корпуса идет на паровую турбину. Пар из турбины пропускается через конденсатор, а конденсированная вода возвращается в корпус реактора, как показано на рис. 2.11 а. Плотность энерговыделения в активной зоне кипящего реактора составляет примерно половину от достигаемой в реакторах PWR, но все еще много выше, чем в газовых реакторах. Топливные сборки содержат трубки (длина 3,6 м) из циркалоя с 46 таблетками уранового оксидного топлива с обогащением таким же, как и у реакторов PWR. Каждая топливная сборка размещается в квадратном канале, изготовленном из циркалоя (рис. 2.11,6).

Рис. 2.11. Кипящий реактор с легководным замедлителем и теплоносителем (BWR); топливо - обогащенный диоксид урана (а) и топливная сборка в циркалоевом канале (б):

1 - стальной корпус давления; 2 - регулирующие стержни; 3 - топливные элементы; 4 - бетонная защита; 5 - рукоятка держателя; 6 - верхняя связующая пластина; 7 - топливная сборка; 8 - дистанционирующее устройство топливных стержней; 9 - установочные пружины (обычно 4 шт.); 10 - верхняя связующая пластина: 11, 12 - топливная оболочка; 13 - топливный канал; 14 - нижняя связующая пластина; 15 - носовая часть, 16 - крепежная сборка канала; 17 - пружина для компенсации расширения; 18 - пружина газосборника; 19 - топливная таблетка; 20 - топливный стержень

Преимуществом кипящих реакторов является отсутствие парогенератора, одного из наиболее ненадежных элементов реакторов PWR. Однако в реакторах PWR теплоноситель, проходящий через активную зону, удерживается в контуре реактор - парогенератор - циркуляционный насос. В кипящем реакторе теплоноситель проходит еще через паровую турбину и конденсатор. Продукты коррозии из турбины и конденсатора проходят через реактор, где они могут активироваться нейтронами, т.е. образовывать радиоактивные изотопы, которые будут циркулировать в системе. Также в поток теплоносителя попадают малые количества радиоактивных веществ, выходящих из дефектных топливных сборок. Эти вещества включают редкие газы - 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 PWR. Следовательно, кипящие реакторы дают несколько большую (хотя и тщательно ограничиваемую) дозу облучения своим операторам. Другой трудностью существующих кипящих реакторов является растрескивание трубопроводов из нержавеющей стали в условиях коррозии под высокой нагрузкой. Эта трудность аналогична проблеме парогенераторов в реакторах PWR; ее можно обойти различными конструкционными мерами (например, используя материал, устойчивый к коррозии под нагрузкой), но многие существующие АЭС еще страдают от нее.

Реакторы на естественном уране с тяжеловодным замедлителем и теплоносителем. Как показано выше, американские реакторы PWR и BWR требуют значительного обогащения урана, для того чтобы компенсировать относительно высокое поглощение нейтронов легководным теплоносителем. Этот недостаток можно преодолеть, используя в качестве замедлителя тяжелую воду, а в качестве теплоносителя - либо тяжелую воду, либо кипящую легкую воду. В последнем случае, например, английский проект паропроизводящего тяжеловодного реактора (SGHWR) еще требует обогащения урана, но уже на значительно более низком уровне, чем в реакторах PWR и BWR. Если же использовать тяжелую воду и в качестве теплоносителя, то возможно создать реактор на естественном уране. Этот принцип реализован в канадских реакторах CANDU, схема которых показана на рис. 2.12.

Реакторы CANDU не имеют массивного, толстостенного корпуса давления, используемого в реакторах PWR и BWR. Топливные сборки реактора CANDU размещаются в горизонтальных каналах-трубках давления, изготовленных из циркониевого сплава. Эти каналы проходят через бак каландра, заполненный тяжелой водой при низком давлении и температуре. Тяжеловодный теплоноситель проходит через трубки, содержащие топливные сборки, при давлении около 9 МПа. Затем он идет в парогенератор, аналогичный используемому с реакторами PWR (см. рис. 2.9). Следует отметить, что реакторы CANDU не испытывают таких трудностей с парогенераторами, как реакторы PWR, из-за низкой рабочей температуры основного теплоносителя. Топливные элементы представляют собой сборки из таблеток необогащенного диоксида урана в оболочке из циркониевого сплава. Отдельные сборки имеют длину 50 см, и 12 таких сборок помещаются в каждую трубку давления. Средняя объемная плотность энерговыделения в активной зоне реактора CANDU примерно в 10 раз меньше, чем в реакторе PWR, поскольку при ее расчете учитывается и объем замедлителя, и почти в 4 раза больше, чем в реакторе AGR. Однако среднее энерговыделение топлива сравнимо с получаемым в реакторах PWR. К тому же топливо много дешевле, поскольку в реакторах CANDU используется естественный уран.

Реакторы типа CANDU давно и успешно эксплуатируются. Возможно, они имеют самую малую продолжительность остановов из всех типов энергетических реакторов. Однако даже при низкой стоимости топлива реакторы CANDU нуждаются в значительных количествах дорогостоящей тяжелой воды, что делает высокими капитальные затраты.

Кипящие реакторы прямого цикла с графитовым замедлителем (реакторы РБМК). Этот тип реактора, развитый только в СССР, представляет собой кипящий реактор прямого цикла с графитовым замедлителем. Реактор состоит из графитовой кладки диаметром 12 м и высотой 7 м, через которую проходят вертикальные каналы-трубки давления из циркониевого сплава. Трубки давления имеют диаметр 88 мм. В реакторе электрической мощностью 1000 МВт их около 1700. В каждом канале размещаются две сборки длиной 3,6 м. В каждой сборке 18 топливных стержней удерживаются на центральном стержне и находятся в подвешенном состоянии. Топливные стержни диаметром 13,6 мм состоят из таблеток UO2 (обогащение - 1,8% 235U) в оболочке из цирконий-ниобиевого сплава.

Первый контур теплоотвода включает две параллельные петли с 4 циркуляционными насосами в каждой. Вода подается в каждый канал по индивидуальному трубопроводу снизу. В канале происходит нагревание и кипение воды, и пароводяная смесь идет к одному из двух паровых барабан-сепараторов петли. Сепарированный пар затем поступает в один из двух парогенераторов, а вода возвращается через сборники в главные циркуляционные насосы.

Рис. 2.12. Реактор с тяжеловодным замедлителем и теплоносителем (CANDU); 1 топливо - естественный диоксид урана (а) и вид горизонтальной трубки давления с торца и сбоку (б) :

1 - каландр; 2 - регулирующие стержни; 3 - тяжелая вода; 4 - парогенератор; 5 - бетонная защита; 6 - топливные элементы; 7 - трубка давления; 8 - дистанционирующие устройства топливных элементов; 9 - циркалоевые дистанционирующие выступы; 10 - циркалоевая торцевая крышка; 11 - циркалоевая опорная пластика; 12 - графитовая прокладка; 13 - таблетки из диоксида урана; 14 - циркалоевая оболочка топлива

Графитовая кладка состоит из графитовых блоков, крепящихся к стальной конструкции. Тепло, выделяющееся в замедлителе, передается в топливные каналы излучением и теплопроводностью через ряд графитовых колец. Графит нагревается до 7000С. Атмосфера внутри герметизированной активной зоны состоит из инертной гелий-азотной смеси.

Рис. 2.13. Кипящий легководный реактор с графитовым замедлителем (Ленинград, СССР) :

1 - регулирующие стержни; 2 - бетонная защита; 3 - паровые барабаны; 4 - графитовый замедлитель; 5 - трубки давления; 6 - топливные элементы

Перегрузка топлива осуществляется без остановки реактора. Системы безопасности должны контролировать аварийные ситуации, включая разрушение трубок давления или разрыв паропроводов. Активная зона реактора и трубопроводы содержатся в нескольких бетонных блоках. Реакторы монтируются парами с одной перегрузочной машиной, обслуживающей оба реактора (рис. 2.13).


На главную страницу. Реакторы атомных станций