Головна

Основні компоненти ядерного реактора

  1. B. Основні ефекти
  2. I. Основні завдання
  3. I. Основні завдання ЗОВНІШНЬОЇ ПОЛІТИКИ
  4. I. Основні лінії зв'язку педагогіки з соціологією. Мікро- та макроанализ 1 сторінка
  5. I. Основні лінії зв'язку педагогіки з соціологією. Мікро- та макроанализ 2 сторінка
  6. I. Основні лінії зв'язку педагогіки з соціологією. Мікро- та макроанализ 3 сторінка
  7. I. Основні лінії зв'язку педагогіки з соціологією. Мікро- та макроанализ 4 сторінка

Ядерні реактори складаються з п'яти основних елементів: речовини, що ділиться, сповільнювач швидких нейтронів (для реакторів на теплових і резонансних нейтронах), системи охолодження, систем безпеки і регулювання. Та частина реактора, яка містить матеріал, що ділиться і, власне в якій протікає ланцюгова самопідтримується реакція поділу, називається активною зоною реактора.

Активна зона реактора повинна бути спроектована так, щоб виключалася можливість непередбаченого переміщення її складових, що приводить до збільшення реактивності. Основною конструктивною деталлю гетерогенної активної зони є тепловивідних елемент, який значною мірою визначає її надійність, розміри і вартість. В енергетичних реакторах, як правило, використовуються стрижневі твели з паливом у вигляді пресованих таблеток двоокису урану, укладених в оболонку зі сталі або цирконієвого сплаву. Твели для зручності збираються в тепловиділяючі збірки (ТВЗ), які встановлюються в активній зоні ядерного реактора.

У твелах відбувається генерація основної частки теплової енергії та передача її теплоносія. Більше 90% всієї енергії, що звільняється при розподілі важких ядер, виділяється всередину твелів і відводиться оточуючий твели теплоносієм. Твели працюють в дуже напружених теплових режимах. Великі теплові потоки, що проходять через поверхню твелів, і значна енергонапряженності палива вимагають виключно високої стійкості і надійності твелів. Крім цього, умови роботи твелів ускладнюються високою робочою температурою, що досягає 300 - 600 oЗ на поверхні оболонки, можливістю теплових ударів, вібрацією, наявністю потоку нейтронів.

До ТВЕЛ пред'являються високі технічні вимоги: простота конструкції; механічна стійкість і міцність в потоці теплоносія, що забезпечує збереження розмірів і герметичності; мале поглинання нейтронів конструкційним матеріалом твела і мінімум конструкційного матеріалу в активній зоні; відсутність взаємодія ядерного палива і продуктів поділу з оболонкою твелів, теплоносієм і сповільнювачем при робочих температурах. Геометрична форма твела повинна забезпечувати необхідне співвідношення площі поверхні і об'єму і максимальну інтенсивність відводу теплоти теплоносієм від всієї поверхні твела, а також гарантувати більшу глибину вигоряння ядерного палива і високу ступінь утримання продуктів ділення. Твели повинні володіти радіаційною стійкістю, мати необхідні розміри і конструкцію, що забезпечують можливість швидкого проведення перевантажувальних операцій; володіти простотою і економічністю регенерації ядерного палива і низькою вартістю.

З метою безпеки надійна герметичність оболонок тепловивідних елементів повинна зберігатися протягом всього терміну роботи активної зони (3 -5 років) і подальшого зберігання відпрацьованих твелів до відправки на переробку (1 -3 роки). При проектуванні активної зони необхідно заздалегідь встановити і обґрунтувати допустимі межі пошкодження твелів (кількість і ступінь пошкодження). Активна зона проектується таким чином, щоб при роботі на протязі всього її розрахункового терміну служби не перевищувались встановлені межі пошкодження твелів. Виконання зазначених вимог забезпечується конструкцією активної зони, якістю теплоносієм, характеристиками і надійністю системи відводу тепла. В процесі експлуатації можливе порушення герметичності оболонок окремих твелів. Розрізняють два види такого порушення: освіта мікротріщин, через які газоподібні продукти поділу виходять з твела в теплоносій (дефект типу газової щільності); виникнення дефектів, при яких можливий прямий контакт палива з теплоносієм.

Умови роботи твелів в значній мірі визначаються конструкцією активної зони, яка повинна забезпечувати проектну геометрію розміщення твелів і необхідне з точки зору температурних умов розподілу теплоносія. Через активну зону при роботі реактора на потужності повинен підтримуватися стабільний витрата теплоносія, що гарантує надійний тепловідвід. Активна зона повинна бути оснащена датчиками внутрішнього реакторного контролю, які дають інформацію про розподіл потужності, нейтронного потоку, температурних умовах твелів і витраті теплоносія.

Активна зона енергетичного реактора повинна бути спроектована так, щоб внутрішній механізм взаємодії нейтронно-фізичних і теплофізичних процесів при будь-яких збурень коефіцієнта розмноження встановлював новий безпечний рівень потужності. Практично безпеку ядерної енергетичної установки забезпечується, з одного боку, стійкістю реактора (зменшенням коефіцієнта розмноження з ростом температури і потужності активної зони), а з іншого боку - надійністю системи автоматичного регулювання і захисту.

З метою забезпечення безпеки «в глибину» конструкція активної зони і характеристики ядерного палива повинні виключати можливість утворення локальних критичних мас, що діляться, при руйнуванні активної зони і розплавлення ядерного палива. При конструюванні активної зони повинна бути передбачена можливість введення поглинача нейтронів для припинення ланцюгової реакції в будь-яких випадках, пов'язаних з порушенням охолодження активної зони.

Активна зона, яка містить великі обсяги ядерного палива для компенсації вигоряння, отруєння і температурного ефекту, має як би декілька критичних мас. Тому кожен критичний обсяг палива повинен бути забезпечений засобами компенсації реактивності. Вони повинні розміщуватися в активній зоні таким чином, щоб виключити можливість виникнення локальних крітмасс.

Реактори відрізняються за рівнем енергії нейтронів, що беруть участь в реакції поділу. Залежно від енергії нейтронів в активній зоні виникає та чи інша ступінь наявності уповільнює матеріалу - сповільнювач.

За рівнем енергетичних нейтронів реактори можуть працювати: на швидких нейтронах, на теплових і на нейтронах проміжних (резонансних) енергій і, відповідно, з цим діляться на ректори на теплових, швидких і проміжних нейтронах (іноді для стислості їх називають тепловими, швидкими і проміжними).

У реакторі на теплових нейтронах велика частина ділення ядер відбувається при поглинанні ядрами ізотопів теплових нейтронів. Реактори, в яких розподіл ядер проводиться в основному нейтронами з енергією більше 0,5 МеВ, називаються реакторами на швидких нейтронах. Реактори, в яких більшість ділень відбувається в результаті поглинання ядрами ізотопів проміжних нейтронів, називаються реакторами на проміжних (резонансних) нейтронах.

В активній зоні теплового реактора наявність сповільнювач є обов'язковим. До сповільнювач відносяться речовини, ядра якого мають мале масове число і тому ефективно сповільнюють нейтрони ділення. Найкращим сповільнювачем є ядра водню. Однак про придатність сповільнювач для енергетичного реактора доводиться судити за сукупністю властивостей, основними з яких є не тільки уповільнюють характеристики, але і перетин захоплення, теплоємність, теплопровідність, фізичний стан, щільність і т.д. Як сповільнювачів нейтронів в енергетичних реакторах знайшли себе водень, вода (легка і важка), графіт і берилій.

Незалежно від призначення ядерного реактора тепло, що виділяється в процесі ділення ядер, повинно відводитися зі швидкістю, що забезпечує попередження перегріву в робочій зоні реактора вище граничної температури, яка визначається властивостями компонентів активної зони реактора. Для відводу тепла від активної зони ядерного реактора використовуються охолоджувачі. Як правило, вони ж є і робочим тілом, що передає тепло до енерговиробних обладнанню, тобто теплоносієм. Це тепло може бути первинним або вторинним продуктом роботи реактора і може в подальшому використовуватися або просто віддалятися. У будь-якому випадку для відводу тепла істотну роль грає теплопередающей середу. Це середовище в разі потреби є рідкої або газоподібної. До рідких матеріалами-охолоджувача відносяться вода і водні розчини, металеві сплави, органічні і неорганічні охолоджувачі.

При виборі матеріалу для використання в якості охолоджувача враховують такі характеристики: величину температури плавлення, величину температури кипіння, собівартість, сумісність з іншими матеріалами активної зони, величину коефіцієнта теплопередачі, витрати на перекачування (в'язкість, можливість ущільнення і т.п.), теплова стійкість , стійкість до впливу випромінювання, ступінь який активується нейтронами, величина перетину захоплення нейтронами, що уповільнює здатність.

Використання в якості охолоджувача і теплоносія газів

На ранній стадії розробок реакторів часто розглядалася можливість використання повітря в якості охолоджувача реактора. У міру збільшення потужності реакторів стало ясно, що низький коефіцієнт передачі тепла повітрям є непереборним чинником і енергія, споживана на перекачку повітря становитиме значну частину від виробленої. Додатковим недоліком є ??виникнення хімічних реакцій при підвищеній температурі між киснем і азотом і компонентами активної зони.

Використання водню привабливо за багатьма параметрами. Однак небезпека вибухів дуже велика. На додаток до цього вміст водню при підвищених температурах і тиску є важкою проблемою і вимагає застосування спеціальних матеріалів, не схильних до «водневої крихкості».

хоча гелій і менш цікавий ніж водень з точки зору теплопередачі, проте також має необхідний набір сприятливих характеристик - низьким перетином поглинання нейтронів і хімічної інертністю. До числа основних недоліків відноситься порівняно висока вартість.

В даний час найбільш широко використовуваним газоподібним охолоджувачем є двоокис вуглецю. Невисокі витрати на перекачування і низьке перетин поглинання, а також прийнятна вартість і доступність у виробництві і використанні обумовлюють цей факт.

вода (Як важка, так і легка) є найбільш відомими з теплоносіїв і теплоотводящих матеріалів, особливо в галузі електроенергетики. Вона дешева. Ядерні властивості води задовільні як щодо перетину поглинання нейтронів, так і по відношенню до штучної радіоактивності. Особливо важливим є те обставина, що вода в реакторах деяких конструкцій може служити одночасно сповільнювачем ми охолоджувачем. Споживання енергії для перекачування води порівняно невелика, що є певною перевагою води перед газоподібними охолоджувачами. Однак є і ряд недоліків. Перше - щодо низька точка кипіння. Тепловий ККД системи знімання тепла, що виділяється в реакторі, безпосередньо залежить від температури охолоджувача. В енергетичних реакторах неминуче підвищення температури охолоджувача вище точки кипіння води при атмосферному тиску. Це потребуватиме збільшення тиску в системі охолодження. Корозійна активність води при високому тиску значно зростає, що накладає додаткові обмеження на використання матеріалів в активній зоні реактора. Другим негативним фактором є радіаційне розкладання води.

дейтерій володіє перетином захоплення, приблизно в тисячу разів меншим, ніж природний водень. Цей фактор забезпечує можливість використання для формування активної зони реактора природного урану без збагачення. Висока вартість важкої води є стримуючим фактором її використання.

Для реакторів, які працюють при підвищених температурах, багато переваг дає використання в якості охолоджувачів рідких металів. Висока точка кипіння, значна теплоємність і хороша теплопровідність є суттєвими властивостями хороших охолоджувачів і всі вони в більшій чи меншій мірі притаманні рідким металам.

Таблиця 15

Метали придатні в якості теплоносія реакторів

 метал  Температура плавлення, ° С  Перетин для теплових нейтронів, барн
 літій  0,033
 вісмут  0,032
 свинець  0,17
 натрій  0,50
 олово  0,55
 калій  2,0
 галій  2,7
 талій  3,3

Галій і талій мають порівняно високу вартість. Вісмут і свинець мають низькі перетину захоплення нейтронів. Евтектичних сплав Pb-Bi плавиться при 125 ?С. Подібне ж зниження точки плавлення може бути досягнуто сплавом між собою натрію і калію. Ці сплави мають температуру плавлення від +10 до -12 ?С. Для характеризації рідкого металу як теплоносія велике значення мають також: молекулярна вага, теплоємність, теплопровідність і щільність. За сукупністю цих факторів найкращим жідкометалліческім теплоносієм є ізотоп 7Li. Цей ізотоп міститься в кількості 92,5% в природному літії і може бути відділений від 6Li, має велике перетин захоплення. Однак витрати на поділ дуже великі. Найбільш важливий недолік використання вісмуту для теплоносія реактора пов'язаний з його активацією. В результаті нейтронної активації утворюється 210Bi, з періодом напіврозпаду ~ 5 днів. В результаті розпаду утворюється 210Po з періодом напіврозпаду 138 днів. Це ? - випромінювач, що володіє високою токсичністю, і є одним з найбільш сильних відомих фізіологічних отрут. Відносно величини нейтронного перерізу і характеристик теплопередачі рідкий натрій - найцікавіший матеріал. На сьогоднішній день це один з основних теплоносіїв швидких реакторів. Його недоліком є ??активація з утворенням ізотопу 24Na з періодом 12,5 років. Це радіонуклід є гамма випромінювачем. Тому при використанні натрію в якості теплоносія доводиться вдаватися до додаткових заходів захисту від його випромінювання. Іншим недоліком натрію є його висока хімічна активність. Наслідком цього є його пожежонебезпека. Герметизація системи охолодження натрію необхідна ще й тому, що внаслідок поєднання низької в'язкості, невеликого питомої ваги, малого поверхневого натягу і характеристик змочування натрій може просочуватися через виключно малі отвори. У системах, які є герметичними при кімнатній температурі, може виявитися витік натрію при підвищеній температурі.

деякі органічні матеріали як охолоджувачі мають певну перевагу перед водою завдяки своїм більш високим точкам кипіння. Незалежно від цього високі уповільнюють властивості органічних сполук роблять їх перспективними в якості охолоджувачів. Іншою перевагою органічних сполук є те, що з'єднання-вуглеводні, в загальному, не схильні стимулювати розвиток корозії металів і мають дуже низький рівень штучної радіоактивності. Основні недоліки вуглеводнів пов'язані з відносно невисокою їх теплової стійкістю і невисокою стійкістю проти впливу випромінювань. Крім того, теплопередающие властивості вуглеводнів менш сприятливі в порівнянні з водою, головним чином через низьку теплопровідність. Було встановлено, що бензольное ядро ??є найбільш стійким з'єднанням по відношенню до випромінювання. Тому в якості теплоносіїв були використані такі сполуки як діфініл і тріфініл. Однак навіть у цих матеріалів радіаційні пошкодження залишаються серйозною проблемою. Так діфініл переходить шляхом полімеризації в ланцюгові високомолекулярні сполуки, які мають менш сприятливими властивостями. Те ж стосується теплового пошкодження. Було встановлено, що температура 430 ?С є максимально допустимою. Недоліком діфініл є також висока температура плавлення - 80 ?С. Це вимагає нагрівання його ззовні перед запуском реактора. Крапку плавлення діфініл знижують, змішуючи його з тріфінілом.

Розплавлені солі і гідрати металів також розглядалися в якості теплоносіїв. Сплави солей не є звичайним теплопередаючих матеріалів в промисловості. Їх застосування пов'язано з підвищеними температурами, і в цьому відношенні вони мають перевагу перед рідкими металами. Однак розплави солей володіють відносно низькою характеристикою теплопередачі і високу корозійну активність. Неорганічні матеріали розглядалися як матеріал для авіаційного ядерного двигуна. Один з таких реакторів працював при максимальній температурі 815?С з охолоджувачем з суміші фтористого натрію і фтористого калію. Гідрат окису натрію може одночасно використовуватися в якості теплоносія і сповільнювача.




Технологія виробництва твелів | Підготовка ядерного палива | спікання таблеток | шліфування таблеток | Загальні принципи АДУ процесу | Підготовка трубчастих оболонок твелів | Технологія складання ТВЕЛ з гарантованим зазором | Технологічні методи збирання нероз'ємних з'єднань | Безпека при виробництві твелів і ТВС | Основні принципи отримання енергії в ядерному реакторі |

© 2016-2022  um.co.ua - учбові матеріали та реферати