: … довольно банально, но тем не менее я так и не нашел инфу в удобоваримой форме — как НАЧИНАЕТ работать атомный реактор. Про принцип и устройство работы всё уже 300 раз разжеванно и понятно, но вот то как получают топливо и из чего и почему оно не столь опасно пока не в реакторе и почему не вступает в реакцию до погружения в реактор! — ведь оно разогревается только внутри, тем не менее перед загрузкой твлы холодные и всё нормально, так что-же служит причиной нагрева элементов не совсем ясно, как на них воздействуют и так далее, желательно не по научному).
Сложно конечно такую тему оформить не «по научному», но попробую. Давайте сначала разберемся, что из себя представляют эти самые ТВЭЛы.
Ядерное топливо представляет собой таблетки черного цвета диаметром около 1 см. и высотой около 1.5 см. В них содержится 2 % двуокиси урана 235, и 98 % урана 238, 236, 239. Во всех случаях при любом количестве ядерного топлива ядерный взрыв развиться не может, т.к.для лавинообразной стремительной реакции деления, характерной для ядерного взрыва требуется концентрация урана 235 более 60%.
Двести таблеток ядерного топлива загружаются в трубку, изготовленную из металла цирконий. Длина этой трубки 3.5м. диаметр 1.35 см. Эта трубка называется ТВЭЛ- тепловыделяющий элемент. 36 ТВЭЛов собираются в кассету (другое название «сборка»).
Устройство твэла реактора РБМК: 1 - заглушка; 2 - таблетки диоксида урана; 3 - оболочка из циркония; 4 - пружина; 5 - втулка; 6 - наконечник.
Превращение вещества сопровождается выделением свободной энергии лишь в том случае, если вещество обладает запасом энергий. Последнее означает, что микрочастицы вещества находятся в состоянии с энергией покоя большей, чем в другом возможном, переход в которое существует. Самопроизвольному переходу всегда препятствует энергетический барьер, для преодоления которого микрочастица должна получить извне какое-то количество энергии - энергии возбуждения. Экзоэнергетическая реакция состоит в том, что в следующем за возбуждением превращении выделяется энергии больше, чем требуется для возбуждения процесса. Существуют два способа преодоления энергетического барьера: либо за счёт кинетической энергии сталкивающихся частиц, либо за счёт энергии связи присоединяющейся частицы.
Если иметь в виду макроскопические масштабы энерговыделения, то необходимую для возбуждения реакций кинетическую энергию должны иметь все или сначала хотя бы некоторая доля частиц вещества. Это достижимо только при повышении температуры среды до величины, при которой энергия теплового движения приближается к величине энергетического порога, ограничивающего течение процесса. В случае молекулярных превращений, то есть химических реакций, такое повышение обычно составляет сотни градусов Кельвина, в случае же ядерных реакций - это минимум 107 K из-за очень большой высоты кулоновских барьеров сталкивающихся ядер. Тепловое возбуждение ядерных реакций осуществлено на практике только при синтезе самых лёгких ядер, у которых кулоновские барьеры минимальны (термоядерный синтез).
Возбуждение присоединяющимися частицами не требует большой кинетической энергии, и, следовательно, не зависит от температуры среды, поскольку происходит за счёт неиспользованных связей, присущих частицам сил притяжения. Но зато для возбуждения реакций необходимы сами частицы. И если опять иметь в виду не отдельный акт реакции, а получение энергии в макроскопических масштабах, то это возможно лишь при возникновении цепной реакции. Последняя же возникает, когда возбуждающие реакцию частицы снова появляются, как продукты экзоэнергетической реакции.
Для управления и защиты ядерного реактора используются регулирующие стержни, которые можно перемещать по всей высоте активной зоны. Стержни изготавливаются из веществ, сильно поглощающих нейтроны – например, из бора или кадмия. При глубоком введении стержней цепная реакция становится невозможной, поскольку нейтроны сильно поглощаются и выводятся из зоны реакции.
Перемещение стержней производится дистанционно с пульта управления. При небольшом перемещении стержней цепной процесс будет либо развиваться, либо затухать. Таким способом регулируется мощность реактора.
Ленинградская АЭС, Реактор РБМК
Начало работы реактора:
В начальный момент времени после первой загрузки топливом, цепная реакция деления в реакторе отсутствует, реактор находится в подкритическом состоянии. Температура теплоносителя значительно меньше рабочей.
Как мы уже тут упоминали, для начала цепной реакции делящийся материал должен образовать критическую массу, - достаточное количество спонтанно расщепляющегося вещества в достаточно небольшом пространстве, условие, при котором число нейтронов, выделяющихся при делении ядер должно быть больше числа поглощенных нейтронов. Это можно сделать, повысив содержание урана-235 (количество загруженных ТВЭЛОВ), либо замедлив скорость нейтронов, чтобы они не пролетали мимо ядер урана-235.
Вывод реактора на мощность осуществляется в несколько этапов. С помощью органов регулирования реактивности реактор переводится в надкритическое состояние Кэф>1 и происходит рост мощности реактора до уровня 1-2 % от номинальной. На этом этапе производится разогрев реактора до рабочих параметров теплоносителя причем скорость разогрева ограничена. В процессе разогрева органы регулирования поддерживают мощность на постоянном уровне. Затем производится пуск циркуляционных насосов и вводится в действие система отвода тепла. После этого мощность реактора можно повышать до любого уровня в интервале от 2 — 100 % номинальной мощности.
При разогреве реактора реактивность меняется, в виду изменения температуры и плотности материалов активной зоны. Иногда при разогреве меняется взаимное положение активной зоны и органов регулирования, которые входят в активную зону или выходят из нее, вызывая эффект реактивности при отсутствии активного перемещения органов регулирования.
Регулирование твердыми, движущимися поглощающими элементами
Для оперативного изменения реактивности в подавляющем большинстве случаев используется твердые подвижные поглотители. В реакторе РБМК управляющие стержни содержат втулки из карбида бора заключенные в трубку из алюминиевого сплава диаметром 50 или 70 мм. Каждый регулирующий стержень помещен в отдельный канал и охлаждается водой контура СУЗ (система управления и защиты) при средней температуре 50 ° С. По своему назначению стержни делятся на стержни АЗ (аварийной зашиты), в РБМК таких стержней 24 штуки. Стержни автоматического регулирования — 12 штук, Стержни локального автоматического регулирования — 12 штук, стержни ручного регулирования -131, и 32 укороченных стержня поглотителя (УСП). Всего имеется 211 стержней. Причем укороченные стержни вводятся в АЗ с низу остальные с верху.
Реактор ВВЭР 1000. 1 - привод СУЗ; 2 - крышка реактора; 3 - корпус реактора; 4 - блок защитных труб (БЗТ); 5 - шахта; 6 - выгородка активной зоны; 7 - топливные сборки (ТВС) и регулирующие стержни;
Выгорающие поглощающие элементы.
Для компенсации избыточной реактивности после загрузки свежего топлива, часто используют выгорающие поглотители. Принцип работы которых состоит в том, что они, подобно топливу, после захвата нейтрона в дальнейшем перестают поглощать нейтроны (выгорают). Причем скорости убыли в результате поглощения нейтронов, ядер поглотителей, меньше или равна скорости убыли, в результате деления, ядер топлива. Если мы загружаем в АЗ реактора топливо рассчитанное на работу в течении года, то очевидно, что количество ядер делящегося топлива в начале работы будет больше чем в конце, и мы должны скомпенсировать избыточную реактивность поместив в АЗ поглотители. Если для этой цели использовать регулирующие стержни, то мы должны постоянно перемещать их, по мере того как количество ядер топлива уменьшается. Использование выгорающих поглотителей позволяет уменьшить использование движущихся стержней. В настоящее время выгорающие поглотители часто помешают непосредственно в топливные таблетки, при их изготовлении.
Жидкостное регулирование реактивности.
Такое регулирование применяется, в частности, при работе реактора типа ВВЭР в теплоноситель вводится борная кислота Н3ВО3, содержащая ядра 10В поглощающие нейтроны. Изменяя концентрацию борной кислоты в тракте теплоносителя мы тем самым изменяем реактивность в АЗ. В начальный период работы реактора когда ядер топлива много, концентрация кислоты максимальна. По мере выгорания топлива концентрация кислоты снижается.
Механизм цепной реакции
Ядерный реактор может работать с заданной мощностью в течение длительного времени только в том случае, если в начале работы имеет запас реактивности. Исключение составляют подкритические реакторы с внешним источником тепловых нейтронов. Освобождение связанной реактивности по мере её снижения в силу естественных причин обеспечивает поддержание критического состояния реактора в каждый момент его работы. Первоначальный запас реактивности создается путём постройки активной зоны с размерами, значительно превосходящими критические. Чтобы реактор не становился надкритичным, одновременно искусственно снижается k0 размножающей среды. Это достигается введением в активную зону веществ-поглотителей нейтронов, которые могут удаляться из активной зоны в последующем. Так же как и в элементах регулирования цепной реакции, вещества-поглотители входят в состав материала стержней того или иного поперечного сечения, перемещающихся по соответствующим каналам в активной зоне. Но если для регулирования достаточно одного-двух или нескольких стержней, то для компенсации начального избытка реактивности число стержней может достигать сотни. Эти стержни называются компенсирующими. Регулирующие и компенсирующие стержни не обязательно представляют собой различные элементы по конструктивному оформлению. Некоторое число компенсирующих стержней может быть стержнями регулирования, однако функции тех и других отличаются. Регулирующие стержни предназначены для поддержания критического состояния в любой момент времени, для остановки, пуска реактора, перехода с одного уровня мощности на другой. Все эти операции требуют малых изменений реактивности. Компенсирующие стержни постепенно выводятся из активной зоны реактора, обеспечивая критическое состояние в течение всего времени его работы.
Иногда стержни управления делаются не из материалов-поглотителей, а из делящегося вещества или материала-рассеивателя. В тепловых реакторах - это преимущественно поглотители нейтронов, эффективных же поглотителей быстрых нейтронов нет. Такие поглотители, как кадмий, гафний и другие, сильно поглощают лишь тепловые нейтроны благодаря близости первого резонанса к тепловой области, а за пределами последней ничем не отличаются от других веществ по своим поглощающим свойствам. Исключение составляет бор, сечение поглощения нейтронов которого снижается с энергией значительно медленнее, чем у указанных веществ, по закону l / v. Поэтому бор поглощает быстрые нейтроны хотя и слабо, но несколько лучше других веществ. Материалом-поглотителем в реакторе на быстрых нейтронах может служить только бор, по возможности обогащенный изотопом 10В. Помимо бора в реакторах на быстрых нейтронах для стержней управления применяются и делящиеся материалы. Компенсирующий стержень из делящегося материала выполняет ту же функцию, что и стержень-поглотитель нейтронов: увеличивает реактивность реактора при естественном её снижении. Однако, в отличие от поглотителя, такой стержень в начале работы реактора находится за пределами активной зоны, а затем вводится в активную зону.
Из материалов-рассеивателей в быстрых реакторах употребляется никель, имеющий сечение рассеяния быстрых нейтронов несколько больше сечений других веществ. Стержни-рассеиватели располагаются по периферии активной зоны и их погружение в соответствующий канал вызывает снижение утечек нейтронов из активной зоны и, следовательно, возрастание реактивности. В некоторых специальных случаях целям управления цепной реакцией служат подвижные части отражателей нейтронов, при перемещении изменяющие утечки нейтронов из активной зоны. Регулирующие, компенсирующие и аварийные стержни совместно со всем оборудованием, обеспечивающим их нормальное функционирование, образуют систему управления и защиты реактора (СУЗ).
Аварийная защита:
Аварийная защита ядерного реактора – совокупность устройств, предназначенная для быстрого прекращения цепной ядерной реакции в активной зоне реактора.
Активная аварийная защита автоматически срабатывает при достижении одним из параметров ядерного реактора значения, которое может привести к аварии. В качестве таких параметров могут выступать: температура, давление и расход теплоносителя, уровень и скорость увеличения мощности.
Исполнительными элементами аварийной защиты являются, в большинстве случаев, стержни с веществом, хорошо поглощающим нейтроны (бором или кадмием). Иногда для остановки реактора жидкий поглотитель впрыскивают в контур теплоносителя.
Дополнительно к активной защите, многие современные проекты включают также элементы пассивной защиты. Например, современные варианты реакторов ВВЭР включают «Систему аварийного охлаждения активной зоны» (САОЗ) – специальные баки с борной кислотой, находящиеся над реактором. В случае максимальной проектной аварии (разрыва первого контура охлаждения реактора), содержимое этих баков самотеком оказываются внутри активной зоны реактора и цепная ядерная реакция гасится большим количеством борсодержащего вещества, хорошо поглощающего нейтроны.
Согласно «Правилам ядерной безопасности реакторных установок атомных станций», по крайней мере одна из предусмотренных систем остановки реактора должна выполнять функцию аварийной защиты (АЗ). Аварийная защита должна иметь не менее двух независимых групп рабочих органов. По сигналу АЗ рабочие органы АЗ должны приводиться в действие из любых рабочих или промежуточных положений.
Аппаратура АЗ должна состоять минимум из двух независимых комплектов.
Каждый комплект аппаратуры АЗ должен быть спроектирован таким образом, чтобы в диапазоне изменения плотности нейтронного потока от 7% до 120% номинального обеспечивалась защита:
1. По плотности нейтронного потока – не менее чем тремя независимыми каналами;
2. По скорости нарастания плотности нейтронного потока – не менее чем тремя независимыми каналами.
Каждый комплект аппаратуры АЗ должен быть спроектирован таким образом, чтобы во всем диапазоне изменения технологических параметров, установленном в проекте реакторной установки (РУ), обеспечивалась аварийная защита не менее чем тремя независимыми каналами по каждому технологическому параметру, по которому необходимо осуществлять защиту.
Управляющие команды каждого комплекта для исполнительных механизмов АЗ должны передаваться минимум по двум каналам. При выводе из работы одного канала в одном из комплектов аппаратуры АЗ без вывода данного комплекта из работы для этого канала должен автоматически формироваться аварийный сигнал.
Срабатывание аварийной защиты должно происходить как минимум в следующих случаях:
1. При достижении уставки АЗ по плотности нейтронного потока.
2. При достижении уставки АЗ по скорости нарастания плотности нейтронного потока.
3. При исчезновении напряжения в любом не выведенном из работы комплекте аппаратуры АЗ и шинах электропитания СУЗ.
4. При отказе любых двух из трех каналов защиты по плотности нейтронного потока или по скорости нарастания нейтронного потока в любом не выведенном из работы комплекте аппаратуры АЗ.
5. При достижении уставок АЗ технологическими параметрами, по которым необходимо осуществлять защиту.
6. При инициировании срабатывания АЗ от ключа с блочного пункта управления (БПУ) или резервного пункта управления (РПУ).
Может кто то сможет еще менее по научному объяснить кратко как начинает работу энергоблок АЭС? :-)
Вспомните такую тему, как и Оригинал статьи находится на сайте ИнфоГлаз.рф Ссылка на статью, с которой сделана эта копия -
Мощность реактора. Диапазоны мощности
| Наименование параметра | Значение |
| Тема статьи: | Мощность реактора. Диапазоны мощности |
| Рубрика (тематическая категория) | Математика |
Во время эксплуатации ядерного реактора должна обеспечиваться работоспособность активной зоны в течение кампании ядерного реактора, что обусловлено нахождением значений критериев теплотехнической надежности АЗ в допустимых проектных пределах. Работоспособность активной зоны практически обеспечивается надежностью ТВЭЛов - наиболее ответственных конструкционных узлов ЯР.
В течение всей кампании работоспособность ТВЭЛов обеспечивается созданием таких условий, которые бы исключали эксплуатационные причины повреждения и разгерметизации ТВЭЛов и повышения активности теплоносителя выше установленной нормы. Во время эксплуатации ядерного реактора нельзя допускать перегрева ТВЭЛов из-за непредвиденного возрастания мощности ЯР, изменения распределения энерговыделения в активной зоне, ухудшения охлаждения ТВЭЛов, отклонения от норм химического состава теплоносителя. Для этого оператору крайне важно:
Строго поддерживать в пределах допустимой скорость изменения мощности и температуры при пуске, разогреве, на энергетическом уровне, при остановке и во время расхолаживания ЯР;
Соблюдать температурный режим активной зоны (допустимые температуры на входе и выходе ЯР, в ТК);
Ограничивать мощность при возникновении перекосов энерговыделения, обусловленных непредвиденным расположением КР, ксеноновыми волнами и др.;
Не допускать разбаланса между энерговыделением и теплосъемом при изменении циркуляции теплоносителя;
Обеспечивать нормальный режим расхолаживания после плановых н аварийных остановок ЯР.
Главное условие надежной работы активной зоны в течение кампании – поддержание полного баланса между:
а) мощностью, выделяющейся в топливе, которая создает тепловой поток q F с поверхности ТВЭЛов F ТВЭЛ:
q F =N p /F ТВЭЛ, Вт/м 2 ;
б) мощностью, переходящей от ТВЭЛов к теплоносителю
N p =a F ТВЭЛ (t об –t т);
в) мощностью, отводимой теплоносителем от активной зоны
N p =G 1к с p (t вых –t вх),
где a – коэффициент теплоотдачи от поверхности оболочки ТВЭЛа, имеющей температуру t об к теплоносителю, имеющему температуру t т; t вых, t вх – температура теплоносителя на выходе из реактора и на входе в реактор, G 1к – расход теплоносителя первого контура через реактор, с p – теплоемкость теплоносителя.
Отклонение N, t, G, P и других параметров первого и второго контуров от заданных для данного режима работы влечет за собой нарушение теплового баланса в активной зоне, что может привести к очень серьезным последствиям. Особенно опасны кризисы теплообмена первого и второго рода.
При больших мощностях на наиболее энергонапряженных участках ТК температура оболочки ТВЭЛов может достигать температуры насыщения теплоносителя при данном давлении и превышать ее. В этих местах: начинается поверхностное пузырьковое кипение при недогреве общего потока теплоносителя до кипения. Сегодня пузырьковое кипение допускается во многих ЯР, оно интенсифицирует теплосъем и не вызывает особых опасений, хотя на границах участка с пузырьковым кипением, будет наблюдаться неустойчивый режим, сопровождаемый колебаниями температуры поверхности ТВЭЛов и, следовательно, колебаниями термических напряжений.
В случае поверхностного кипения опасность представляет увеличение теплового потока (мощности), когда в недогретой до кипения воде скорость образования пузырьков на поверхности ТВЭЛа превысит скорость их удаления и образуется устойчивая паровая пленка, имеющая низкий коэффициент теплопередачи. Наступает так называемый кризис первого рода: тепловой поток достигает критического значения, при котором на поверхности ТВЭЛов образуется паровая пленка, (пленочное кипение), температура ТВЭЛа резко возрастает - он начинает плавиться. Чтобы не допустить пленочного кипения, крайне важно так организовать теплосъем, чтобы в самом напряженном ТВЭЛе существовал запас по критической тепловой нагрузке:
| , | (8.27) |
где q кр – критический тепловой поток, Вт/м 2 ; k v – объёмный коэффициент неравномерности; – средний тепловой поток, ВТ/м 2 .
В активной зоне современных энергетических ЯР на быстрых нейтронах тепловые потоки с поверхности ТВЭЛов достигают 2,5×10 6 Вт/м 2 и выше, для тепловых ЯР они примерно в 2 раза меньше.
Кризис второго рода может возникнуть и при малых тепловых потоках, но при наличии объёмного кипения, что возможно, к примеру, в случае снижения давления в контуре, уменьшении расхода теплоносителя. При омывании ТВЭЛа пароводяной средой с большим паросодержанием теплоотдача от поверхности осуществляется через жидкую пристеночную пленку. В момент достижения определенного (граничного) паросодержания жидкая пленка начинает высыхать, а температура поверхности ТВЭЛа расти, достигая недопустимых значений. Чтобы исключить кризис второго рода, крайне важно, прежде всего, не допускать объёмного кипения теплоносителя и граничного паросодержания в активной зоне.
Τᴀᴋᴎᴍ ᴏϬᴩᴀᴈᴏᴍ, основным фактором, приводящим к возникновению нарушений температурного режима активной зоны является величина тепловой мощности реактора и скорость ее изменения в переходных режимах. Вследствие этого во время эксплуатации должен быть организован непрерывный контроль за мощностью реактора.
Как известно, мощность реактора определяется энерговыделением в его активной зоне. В свою очередь, как показано в гл.3, энерговыделение зависит от количества делений ядер топлива, а, следовательно, от плотности потока тепловых нейтронов, вызывающих это деление. Количество выделяющегося тепла в единице объёма активной зоны описывается следующими выражением:
| , | (8.28) |
где – средняя удельная мощность (энергонапряженность) активной зоны, ᴛ.ᴇ. мощность в единице объёма, кВТ/см 3 ;
– средняя плотность потока тепловых нейтронов, нейтр/см 2 с;
– макроскопическое эффективное поперечное сечение деления 235 U, 1/см.
На основании соотношения (5.28) мощность реактора определяется как
 ,
| (8.29) |
где V аз – объём активной зоны, см 3 .
В выражении (8.29) числитель определяет количество делений в активной зоне реактора, происходящих в единицу времени, а знаменатель – количество делений ядер топлива в секунду, соответствующее мощности 1 кВт. Напомним, что поток тепловых нейтронов и энерговыделение распределяются в активной зоне неравномерно, что ставит рабочие каналы в неравные теплотехнические условия, снижая тем самым возможности реактора.
Поскольку N p ~Ф (кВт),то измерение плотности потока нейтронов в реакторе используют для оперативного контроля так называемой нейтронной мощности реактора и функционирования аварийной защиты реактора.
Важной особенностью ядерного реактора является то, что изменение плотности нейтронов в нем идет практически без запаздывания за изменением реактивности. Этим определяются требования к системе измерений плотности нейтронов и периода реактора - она должна быть практически безынерционна. В качестве датчиков системы измерения, удовлетворяющих указанным требованиям, используются нейтронные детекторы. Οʜᴎ одновременно служат датчиками для определения плотности нейтронов и периода реактора, связанного с реактивностью обратной пропорциональностью. Мгновенное значение периода T и скорость изменения плотности нейтронов dn/dt связаны зависимостью
| , | (8.30) |
где п - плотность нейтронов, а Т - период реактора.
При эксплуатации реактора измеряются как средняя плотность нейтронов по всей активной зоне, так и локальные значения. При измерении средней плотности нейтронов детекторы выносятся за пределы активной зоны, а для определения локальных значений они размещаются непосредственно в активной зоне. Связь между сигналом нейтронных детекторов и уровнем плотности нейтронов определяется предварительной градуировкой.
Учитывая зависимость отплотности потока нейтронов используются различные способы градуировки. В области низких значений плотности нейтронов, при так называемых нулевых мощностях, когда подогрев теплоносителя практически, отсутствует широко используется способ, основанный на активации металлических фольᴦ. Он состоит в том, что в активную зону вводятся тонкие металлические фольги или проволочки, которые облучаются потоком нейтронов строго определенное время. После их извлечения измеряется наведенная активность, пропорциональная интегральному потоку нейтронов в том месте, где размещалась фольга. Связь активности фольги с потоком нейтронов определяется сравнением со специальным калибровочным источником нейтронов.
Для градуировки нейтронных детекторов в рабочем (энергетическом) диапазоне мощностей производят определение тепловой мощности реактора методом теплового баланса.
а) по параметрам первого контура
 ,
| (8.31) |
б) по параметрам второго контура
 ,
| (8.32) |
в) по расходу пара из парогенераторов
| , | (8.33) |
где G I – расход теплоносителя первого контура, кг/с; D ПВ, D ПГ –расходы соответственно питательной воды второго контура и пара из парогенераторов, кг/с; h вых, h вх – энтальпия теплоносителя I контура на выходе из реактора и на входе в реактор, кДж/кг; h пар, h ПВ – энтальпия пара и питательной воды второго контура, кДж/кг;
При составлении уравнений теплового баланса для конкретного ЯР крайне важно также учитывать все входящие и выходящие из контура дополнительные потоки (расходы продувки, подпитки, утечек из контура и т.д.).
Мощность реактора. Диапазоны мощности - понятие и виды. Классификация и особенности категории "Мощность реактора. Диапазоны мощности" 2017, 2018.
Научный руководитель проекта: ИАЭ им. И. В. Курчатова , Академик Александров А. П.
Генеральный проектировщик (ЛАЭС): ГСПИ-11 (ВНИПИЭТ), Гутов А. И.
Главный конструктор турбоустановки: ХТГЗ, «Турбоатом» , Косяк Ю. Ф.
Разработчик металлоконструкции: ЦНИИПСК , Мельников Н. П.
Головная материаловедческая организация: «Прометей», Копырин Г. И.
Проектировщик и изготовитель электромеханического оборудования СУЗ, КТО: КБ завода «Большевик» , Клаас Ю. Г.
На данный момент серия этих реакторов включает в себя три поколения. Головной реактор серии - 1-й и 2-й блоки Ленинградской АЭС .
Энциклопедичный YouTube
1 / 5
✪ Реактор РБМК-1000
✪ Энергетические ядерные реакторы
✪ Монтаж контура многократной принудительной циркуляции реактора РБМК-1000
✪ Чернобыльская АЭС - 30 лет после аварии ☢ Chernobyl NPP - 30 years after the accident
✪ Перегрузка РЗМ
Субтитры
История создания и эксплуатации
Реактор первой в мире АЭС (АМ-1 («Атом Мирный»), Обнинская АЭС , 1954 год) был именно уран-графитовым канальным реактором с водяным теплоносителем. Отработка технологий уран-графитовых реакторов производилась на промышленных реакторах, в том числе реакторах «двойного» назначения (двухцелевых реакторах), на которых, помимо «военных» изотопов, производилась электроэнергия, а тепло использовалось для отопления близлежащих городов.
Промышленные реакторы, которые были построены в СССР: А (1948 год), АИ (ПО «Маяк» в Озёрске), реакторы АД (1958 г.), АДЭ-1 (1961 г.) и АДЭ-2 (1964 г.) (Горно-химический комбинат в Железногорске), реакторы И-1 (1955 г.), ЭИ-2 (1958 г.), АДЭ-3, АДЭ-4 (1964 г.) и АДЭ-5 (1965 г.) (Сибирский химический комбинат в Северске) .
Разработка собственно реакторов РБМК началась с середины 60-х годов и опиралась, в значительной мере, на большой и успешный опыт проектирования и строительства промышленных уран-графитовых реакторов. Основные преимущества реакторной установки виделись создателями в:
- максимальном применении опыта уран-графитовых реакторов;
- отработанных связях между заводами, налаженном выпуске основного оборудования;
- состоянии промышленности и строительной индустрии СССР;
- многообещающих нейтронно-физических характеристиках (малое обогащение топлива).
В целом конструктивные особенности реактора повторяли опыт предыдущих уран-графитовых реакторов. Новыми стали топливный канал, сборки тепловыделяющих элементов из новых конструкционных материалов - сплавов циркония , и с новой формой топлива - металлический уран был заменён его диоксидом, а также параметры теплоносителя. Реактор изначально проектировался как одноцелевой - для производства электрической и тепловой энергии.
Работы над проектом начались в ИАЭ (РНЦ КИ) и НИИ-8 (НИКИЭТ) в 1964 году . В 1965 году проект получил название Б-190, а его конструирование было поручено КБ завода «Большевик». В 1966 году решением министерского НТС работа над проектом была поручена НИИ-8 (НИКИЭТ), руководимому Доллежалем .
При строительстве первых энергетических АЭС в СССР бытовало мнение, что атомная станция является надёжным источником энергии, а возможные отказы и аварии - маловероятные или даже гипотетические события. Кроме того, первые блоки сооружались внутри системы среднего машиностроения и предполагали эксплуатацию организациями этого министерства. Правила по безопасности на момент разработки либо отсутствовали, либо были несовершенны. По этой причине на первых энергетических реакторах серий РБМК-1000 и ВВЭР-440 не было в достаточном количестве систем безопасности, что потребовало в дальнейшем серьёзной модернизации таких энергоблоков. В частности, в первоначальном проекте первых двух блоков РБМК-1000 Ленинградской АЭС не было гидробаллонов системы аварийного охлаждения реактора (САОР), количество аварийных насосов было недостаточным, отсутствовали обратные клапаны (ОК) на раздаточно-групповых коллекторах (РГК) и пр. В дальнейшем, в ходе модернизации, все эти недостатки были устранены.
Дальнейшее строительство блоков РБМК предполагалось осуществлять для нужд Министерства энергетики и электрификации СССР . Учитывая меньший опыт работы Минэнерго с АЭС, в проект были внесены существенные изменения, повышающие безопасность энергоблоков. Кроме того, были внесены изменения, учитывающие опыт работы первых РБМК. В том числе были применены гидробаллоны САОР, функцию аварийных электронасосов САОР стали выполнять 5 насосов, применены обратные клапаны в РГК, сделаны другие доработки. По этим проектам были построены энергоблоки 1, 2 Курской АЭС и 1, 2 Чернобыльской АЭС. На этом этапе закончилось строительство энергоблоков РБМК-1000 первого поколения (6 энергоблоков).
Дальнейшее совершенствование АЭС с РБМК началось с проработки проектов второй очереди Ленинградской АЭС (энергоблоки 3, 4). Основной причиной доработки проекта стало ужесточение правил безопасности. В частности, была внедрена система баллонной САОР, САОР длительного расхолаживания, представленная 4 аварийными насосами. Система локализации аварии была представлена не баком-барботером, как ранее, а башней локализации аварий, способной аккумулировать и эффективно препятствовать выбросу радиоактивности при авариях с повреждением трубопроводов реактора. Были сделаны другие изменения. Основной особенностью третьего и четвёртого энергоблоков Ленинградской АЭС стало техническое решение о расположении РГК на высотной отметке, превышающей высотную отметку активной зоны . Это позволяло в случае аварийной подачи воды в РГК иметь гарантированный залив активной зоны водой. В дальнейшем это решение не применялось.
После строительства энергоблоков 3, 4 Ленинградской АЭС, находящейся в ведении Министерства среднего машиностроения, началось проектирование реакторов РБМК-1000 для нужд Минэнерго СССР. Как отмечалось выше, при разработке АЭС для Минэнерго, в проект вносились дополнительные изменения, призванные повысить надёжность и безопасность АЭС, а также увеличить её экономический потенциал. В частности, при доработке вторых очередей РБМК был применен барабан-сепаратор (БС) большего диаметра (внутренний диаметр доведен до 2,6 м ), внедрена трёхканальная система САОР, первые два канала которых снабжались водой от гидробаллонов, третий - от питательных насосов. Увеличено количество насосов аварийной подачи воды в реактор до 9 штук и внесены другие изменения, существенно повысившие безопасность энергоблока (уровень исполнения САОР удовлетворял документам, действовавшим в момент проектирования АЭС. Существенно увеличились возможности системы локализации аварий, которая была рассчитана на противодействие аварии, вызванной гильотинным разрывом трубопровода максимального диаметра (напорный коллектор главных циркуляционных насосов (ГЦН) Ду 900). Вместо баков-барботеров первых очередей РБМК и башен локализации 3 и 4 блоков ЛАЭС, на РБМК второго поколения Минэнерго были применены двухэтажные бассейны-локализаторы, что существенно повысило возможности системы локализации аварий (СЛА). Отсутствие гермооболочки компенсировалось стратегией применения системы плотно-прочных боксов (ППБ), в которых располагались трубопроводы контура многократной принудительной циркуляции теплоносителя. Конструкция ППБ, толщина стен рассчитывались из условия сохранения целостности помещений при разрыве находящегося в нём оборудования (вплоть до напорного коллектора ГЦН Ду 900 мм). ППБ не охватывался БС и пароводяные коммуникации. Также при строительстве АЭС реакторные отделения строились дубль-блоком, что означает, что реакторы двух энергоблоков находятся по существу в одном здании (в отличие от предыдущих АЭС с РБМК, в которых каждый реактор находился в отдельном здании). Так были исполнены реакторы РБМК-1000 второго поколения: энергоблоки 3 и 4 Курской АЭС, 3 и 4 Чернобыльской АЭС, 1 и 2 Смоленской АЭС (итого, вместе с 3 и 4 блоком Ленинградской АЭС, 8 энергоблоков).
В общей сложности сдано в эксплуатацию 17 энергоблоков с РБМК. Срок окупаемости серийных блоков второго поколения составил 4-5 лет.
Вклад АЭС с реакторами РБМК в общую выработку электроэнергии всеми АЭС России составляет порядка 50 % .
Характеристики РБМК
| Характеристика | РБМК-1000 | РБМК-1500 | РБМКП-2400 (проект) |
МКЭР-1500 (проект) |
|---|---|---|---|---|
| Тепловая мощность реактора, МВт | 3200 | 4800 | 5400 | 4250 |
| Электрическая мощность блока, МВт | 1000 | 1500 | 2000 | 1500 |
| КПД блока, % | 31,3 | 31,3 | 37,0 | 35,2 |
| Давление пара перед турбиной, атм | 65 | 65 | 65 | 65? |
| Температура пара перед турбиной, °C | 280 | 280 | 450 | |
| Размеры активной зоны , м: | ||||
| - высота | 7 | 7 | 7,05 | 7 |
| - диаметр (ширина×длина) | 11,8 | 11,8 | 7,05×25,38 | 14 |
| Загрузка урана , т | 192 | 189 | 220 | |
| Обогащение , % 235 U | ||||
| - испарительный канал | 2,6-3,0 | 2,6-2,8 | 1,8 | 2-3,2 |
| - перегревательный канал | - | - | 2,2 | - |
| Число каналов: | ||||
| - испарительных | 1693-1661 | 1661 | 1920 | 1824 |
| - перегревательных | - | - | 960 | - |
| Среднее выгорание, МВт·сут/кг: | ||||
| - в испарительном канале | 22,5 | 25,4 | 20,2 | 30-45 |
| - в перегревательном канале | - | - | 18,9 | - |
| Размеры оболочки твэла (диаметр×толщина), мм: | ||||
| - испарительный канал | 13,5×0,9 | 13,5×0,9 | 13,5×0.9 | - |
| - перегревательный канал | - | - | 10×0,3 | - |
| Материал оболочек твэлов: | ||||
| - испарительный канал | + 2,5 % | + 2,5 % | + 2,5 % | - |
| - перегревательный канал | - | - | Нерж. сталь | - |
Конструкция
Одной из целей при разработке реактора РБМК было улучшение топливного цикла. Решение этой проблемы связано с разработкой конструкционных материалов, слабо поглощающих нейтроны и мало отличающихся по своим механическим свойствам от нержавеющей стали. Снижение поглощения нейтронов в конструкционных материалах даёт возможность использовать более дешёвое ядерное топливо с низким обогащением урана (по первоначальному проекту - 1,8 %). Позднее степень обогащения урана была увеличена.
РБМК-1000
В каждом топливном канале установлена кассета, составленная из двух тепловыделяющих сборок (ТВС) - нижней и верхней. В каждую сборку входит 18 стержневых твэлов . Оболочка твэла заполнена таблетками из диоксида урана . По первоначальному проекту обогащение по урану-235 составляло 1,8 %, но, по мере накопления опыта эксплуатации РБМК, оказалось целесообразным повышать обогащение . Повышение обогащения в сочетании с применением выгорающего поглотителя в топливе позволило увеличить управляемость реактора, повысить безопасность и улучшить его экономические показатели. В настоящее время осуществлён переход на топливо с обогащением 2,8 %.
Реактор РБМК работает по одноконтурной схеме. Циркуляция теплоносителя осуществляется в контуре многократной принудительной циркуляции (КМПЦ). В активной зоне вода, охлаждающая твэлы, частично испаряется и образующаяся пароводяная смесь поступает в барабаны-сепараторы . В барабан-сепараторах происходит сепарация пара, который поступает на турбоагрегат. Остающаяся вода смешивается с питательной водой и с помощью главных циркуляционных насосов (ГЦН) подается в активную зону реактора. Отсепарированный насыщенный пар (температура ~284 °C ) под давлением 70-65 кгс/см 2 поступает на два турбогенератора электрической мощностью по 500 МВт . Отработанный пар конденсируется , после чего, пройдя через регенеративные подогреватели и деаэратор , подается с помощью питательных насосов (ПЭН) в КМПЦ.
Реакторы РБМК-1000 установлены на Ленинградской АЭС , Курской АЭС , Чернобыльской АЭС , Смоленской АЭС .
Авария на ЧАЭС
РБМК-1500
В РБМК-1500 мощность повышена за счёт увеличения удельной энергонапряжённости активной зоны путём увеличения мощности ТК в 1,5 раза при сохранении его конструкции. Это достигается интенсификацией теплосъёма с твэлов при помощи применения в ТВК специальных интенсификаторов теплообмена (турбулизаторов) в верхней части обеих ТВС . Всё вместе это позволяет сохранить прежние габариты и общую конструкцию реактора.
В процессе эксплуатации выяснилось, что из-за высоких неравномерностей энерговыделения, периодически возникающие повышенные (пиковые) мощности в отдельных каналах приводят к растрескиванию оболочек твэлов. По этой причине мощность была снижена до 1300 МВт .
Данные реакторы были установлены на Игналинской АЭС (), и планировались к установке по первоначальному проекту Костромской АЭС .
РБМК-2000, РБМК-3600, РБМКП-2400, РБМКП-4800, (прежние проекты)
В силу общей особенности конструкции реакторов РБМК, в которой активная зона, подобно кубикам, набиралась из большого числа однотипных элементов, идея дальнейшего увеличения мощности напрашивалась сама собой.
РБМК-2000, РБМК-3600
В проекте РБМК-2000 увеличение мощности планировалось за счёт увеличения диаметра топливного канала, числа твэлов в кассете и шага трубной решётки ТК. При этом сам реактор оставался в прежних габаритах.
РБМК-3600 был только концептуальным проектом , о его конструктивных особенностях известно мало. Вероятно, вопрос повышения удельной мощности в нём решался, подобно РБМК-1500, путём интенсификации теплосъёма, без изменения конструкции его основы РБМК-2000 - и, следовательно, без увеличения активной зоны.
РБМКП-2400, РБМКП-4800
Отличаются от всех РБМК активной зоной в форме прямоугольного параллелепипеда и наличием перегревательных каналов из нержавеющей стали. Температура пара в РБМКП-2400 и РБМКП-4800 450 градусов по цельсию [ ] .
МКЭР (современные проекты)
Ожидаемый КПД - 35,2 %, срок службы 50 лет, обогащение 2,4 %.
Достоинства
Практика эксплуатации
Авария 1982, согласно внутреннему анализу главного проектировщика (НИКИЭТ), была связана с действиями оперативного персонала, грубо нарушившего технологический регламент .
| Энергоблок | Тип реактора | Состояние | Мощность (МВт) |
Генерирующая мощность (МВт) |
|---|---|---|---|---|
| РБМК-1000 | остановлен в 1996 году | 1000 | ||
| РБМК-1000 | остановлен в 1991 году | 1000 | ||
| РБМК-1000 | остановлен в 2000 году | 1000 | ||
| РБМК-1000 | разрушен аварией в 1986 году | 1000 | ||
| РБМК-1000 | строительство остановлено в 1987 году | 1000 | ||
| РБМК-1000 | строительство остановлено в 1987 году | 1000 | ||
| РБМК-1500 | остановлен в 2004 году | 1300 | ||
Игналина-2 |
РБМК-1500 | остановлен в 2009 году | 1300 | |
Игналина-3 |
РБМК-1500 | строительство остановлено в 1988 году | 1500 | |
Игналина-4 |
РБМК-1500 | проект отменён в 1988 году | 1500 | |
| РБМК-1500 | строительство остановлено в 1990 году | 1500 | ||
Кострома-2 |
РБМК-1500 | строительство остановлено в 1990 году | 1500 | |
| РБМК-1000 | активен | 1000 | ||
| РБМК-1000 | активен | 1000 | ||
| РБМК-1000 | активен | 1000 | ||
| РБМК-1000 | активен | 1000 | ||
| РБМК-1000 | строительство остановлено в 2012 году | 1000 | ||
| РБМК-1000 | строительство остановлено в 1993 году | 1000 | ||
| РБМК-1000 | активен | 1000 | ||
Ленинград-2 |
РБМК-1000 | активен | 1000 | |
Ленинград-3 |
РБМК-1000 | активен | 1000 | |
Ленинград-4 |
РБМК-1000 | активен | 1000 | |
| РБМК-1000 | активен | 1000 | ||
Смоленск-2 |
РБМК-1000 | активен | 1000 | |
Cтраница 1
Мощность реактора регулируют, изменяя величину р, поэтому р обычно является функцией времени. Число групп т, как правило, равно 6 - 10, иногда более (в зависимости от типа реактора), в связи с чем классическое решение системы этих уравнений представляет собой сложную задачу. Система уравнений характеризует кинетику реактора только при упрощающих предположениях, однако для большинства практических случаев применения достигаемая точность вполне достаточна.
Мощность реакторов здесь также доведена до 36 тыс. т / год.
Мощность реактора может быть выраженз в ваттах, киловаттах или мегаваттах. Между мощностью, средним потоком нейтронов и объемом реактора существует непосредственная связь.
Мощность реактора в значительной степени зависит от его системы охлаждения. В этом заключается особенность ядерных реакторов как источников энергии. Мгновенная мощность определяется числом атомов, подвергающихся делению за 1 сек. В некоторых реакторах достаточно удалить управляющие стержни, чтобы возникла цепная реакция, а для стабилизации реакции (когда достигнут определенный уровень) снова ввести стержни в реактор. При этом, естественно, предполагается, что материалы, из которых построен реактор, хорошо выдерживают ту температуру, которая там может возникнуть, причем это зависит лишь от эффективности системы охлаждения.
Мощность реактора как генератора пара определяется количеством каналов и мощностью каждого из них. При данных параметрах каналов паро-производительность реактора-парогенератора зависит от числа каналов. Чем их больше, тем выше паро - производительность, однако усложняется конструкция установки и ее эксплуатация.
| Однолинейная схема компенсатора реактивной мощности с параллельным включением управляемого реактора со стержневым магнитопроводом с подмагничиванием постоянным током и нерегулируемой емкости. |
Мощность реактора изменяется от номинальной до мощности холостого хода менее чем за 2 с. Обмотки переменного тока каждой фазы располагаются на двух вертикальных стержнях отдельного сердечника.
Мощность реакторов Qp0, предназначаемых для регулирования напряжения на промежуточной подстанции, равна сумме реактивных мощностей концов участка, примыкающих к подстанции.
Мощность реакторов промежуточных компенсирующих пунктов КП равна сумме стоков реактивных мощностей концов участков, примыкающих к КП.
Мощность реактора определяется энерговыделением в единицу времени в его активной зоне. В свою очередь, скорость энерговыделения зависит от числа делений ядер топлива и, следовательно, плотности потока тепловых нейтронов, вызывающих эти деления.
Мощность реактора связана со средней плотностью потока тепловых нейтронов соотношением:
где N - мощность реактора, кВт;
Ф т - средняя плотность потока тепловых нейтронов в топливе, н/(см 2 -с);
a f - эффективное сечение деления 2 3 5 U, см 2 ;
N 5 - концентрация ядер 2 35 U, см -1 ;
V - объем активной зоны, см 3 .
Кампания реактора - это время, в течение которого активная зона может работать на номинальной мощности с одной и той же загрузкой. Определяется кампания запасом реактивности и кончается при полном удалении из активной зоны борной кислоты, когда цепная реакция прекращается.
Способность реактора выработать за время кампании определенное количество энергии характеризует его энергоресурс (энергозапас) - Q K . Использованную часть энергоресурса называют энерговыработкой реактора.
Если реактор в течение определенного времени работал на различных уровнях мощности, то его энерговыработка Q выр равна сумме энерговыработок на каждом уровне мощности.
Кампанию и энергоресурс реактора иногда выражают в эффективных сутках, т. е. в сутках работы на номинальной мощности. Одни эффективные сутки для ВВЭР-1000 соответствуют энерговыработке 3000*24 = 72 ГВт*сут. Для перевода энерговыработки в эффективные сутки следует использовать соотношение:
Количество загруженного делящегося топлива в ядерном реакторе при его работе непрерывно уменьшается за счет деления ядер 235 U и радиационного захвата ими нейтронов. Этот процесс называют выгоранием топлива .
Выгорание связано с энерговыработкой линейной зависимостью:
m выг 5 = 1,23 N t
где т выг - масса выгоревшего 235 U, г; 1,23 - расход топлива в граммах, соответствующий энерговыработке в 1 МВт сут, с учетом потерь энергии, радиационного захвата нейтронов и деления 235 U; N - мощность реактора, МВт; t , - время работы реактора на мощности N , сут.
Основная часть расхода топлива определяется количеством разделившихся ядер 235 U за определенное время работы реактора на мощности. Масса разделившихся ядер в граммах за время t работы реактора на мощности N , т.е. при энерговыработке Q = Nt , равна
m 5 дел = 1,05 Nt = 1,05 Q ,
где 1,05 - масса 235 U в граммах, разделившегося при энерговыработке 1 МВт сут.
В связи с выгоранием 235 U уменьшается к эф, а следовательно, реактивность и запас реактивности. Изменение запаса реактивности за счет выгорания - длительный процесс. Он зависит только от энерговыработки реактора.
Воспроизводство и отравление
При работе ядерного реактора постепенно исчезают ядра загруженного топлива и появляются новые. Среди них делящиеся ядра 239 Ри , 241 Ри . Процесс накопления последних называется воспроизводством делящегося материала.
При делении топлива образуется около 200 нуклидов - продуктов (осколков) деления.
Некоторые ядра, образующиеся при делении урана и плутония, имеют большие сечения поглощения тепловых нейтронов.
IIoглощение нейтронов теми из них, сечение поглощения которых очень велико, а концентрация которых сравнительно быстро достигает равновесной, называется отравлением реактора .
Основная масса образующихся ядер, называемая шлаками, имеет сечение поглощения тепловых нейтронов не больше, чем сечение деления топлива.
В процессе накопления шлаков (при работе реактора) запас реактивности уменьшается.
Это уменьшение запаса реактивности вследствие поглощения тепловых нейтронов шлаками называется шлакованием реактора .
Процесс шлакования так же, как и выгорания, медленный, связанный только с кампанией (энергонаработкой) реактора.
При эксплуатации реактора разделить процессы выгорания и шлакования невозможно.