Парогенератор в ядерном реакторе из чего состоит

Парогенераторы АЭС с газовым теплоносителем

До 1967 г. на АЭС с газовым теплоносителем устанавливались парогенераторы или башенного типа (АЭС «Колдер-Холл» и другие в Великобритании), или секционные АЭС с газовым те­плоносителем (в ЧССР, Франции). Начиная с 1967 г. в Великобритании и других странах на АЭС с газо­вым теплоносителем применяется интегральная сборка оборудования 1 контура в корпусе из за ранее напряженного железобетона. Секций парогенераторов размещаются или в кольцевом пространстве меж кожухом активной зоны реактора и железобетонным корпусом, или в цилиндрических ячейках в стене корпуса, или под активной зоной реактора. Несколько секций, объединенных по питательной воде общим регулирующим органом, состав­ляют один парогенератор. Потому что в железобетонном корпусе тяжело расположить сепарационные устройства, то парогенераторы производятся прямоточными. Размеры секций рассчитываются на полный установка и испытание в промышленных критериях.

3.2.1. Секционный парогенератор АЭС «А-1» (ЧССР)

Теплоноситель — углекислый газ. Парогенератор секционный, с неоднократной прину­дительной циркуляцией производит пар 2-ух давлений.

Секция парогенератора выполнена подтипу «пучок труб в трубе». Вода движется снутри труб, газ — в межтрубном пространстве. Парогенератор состоит из 3-х частей. Любая часть, со­держащая две параллельно включенные ветки из 13-ти U-образных.секций, заключена в воздухонепроницаемый железный кожух с термический изоляцией. Парогенератор имеет два сепарационных барабана для ступеней низкого и высочайшего давлений. Конструктивная схема па­рогенератора приведена в [1], свойства парогенератора — в табл. 10.

Свойства парогенератора АЭС «А-1»
Термическая мощность, МВт 83,5
Число парогенераторов на реактор
Давление теплоносителя, МПа 5,6
Температура теплоносителя, °С: на входе на выходе
Расход теплоносителя, кг/с
Давление пара, МПа: ступени высочайшего давлений ступени низкого давления 3,16 0,196
Температура перегретого пара, °С ступени низкого давления ступени высочайшего давления
Число секций
Число труб в секции
Поперечник и толщина стены трубок, мм 22×2,5
Внешний поперечник трубы-оболочки секции, мм
Скорость газа в секциях, м/с 8,4
Перепад давления по газу, МПа 0,1

3.2.2. Парогенераторы АЭС с интегральной сборкой оборудования I контура Парогенератор АЭС «Сен-Лоран» (Франция). Теплоноситель— углекислый газ. Паро­генератор —прямоточный, состоит из 26 секций и 4 полусекций. В каждой секции имеются четыре независящих пакета змеевиков. Секции размещаются в цилиндрическом пространстве под реактором. Схема парогенератора имеется в[3]. Свойства парогенератора представ­лены в табл. 11.

Свойства парогенератора АЭС «Сен-Лоран»
Термическая мощность, МВт
Давление теплоносителя, МПа 2,45
Температура теплоносителя, °С: на входе на выходе
Расход теплоносителя, кг/с.
Паропроизводительность кг/с
Температура перегретого пара °С
Давление перегретого пара, МПа 3,36
Температура питательной воды, °С
Теплопередающая поверхность, м 2
Число трубок
Полная длина трубок, м 225×10 3
Гидравлическое сопротивление по тракту теплоносителя, МПа 0,037
Гидравлическое сопротивление по тракту рабочего тела, МПа 0,76
Удельная большая нагрузка теплопередающей поверхности МВт/м 3 1,53
Вес отдельной секции, т
Размеры полости корпуса, где расположен парогенератор, м: внутренний поперечник высота 15,5

Парогенераторы АЭС «Данджнесс В», «Хинкли Пойнт В», «Хартлпул» (Англия). Теплоноси­тель — углекислый газ. Парогенераторы (табл. 12) прямоточные, секционные. На первых 2-ух станциях (действующих) секции парогенератора, составленные из плоских змеевиков, размещаются в кольцевой щели меж кожухом реактора и железобетонным корпусом.

На АЭС «Хартлпул» парогенераторы размещаются в вертикальных цилиндрических шахтах в стене корпуса. Теплопередающая поверхность в этом парогенераторе составлена из винтообразных змееви­ков.

По ходу газа части парогенератора размещаются в последующей последовательности: промежный пароперегреватель, основной пароперегреватель, испаритель, экономайзер. В испарительной части пар перегревается на несколько градусов.

Главные свойства парогенераторов АЭС
«Данд­жнесс В» «Хинкли Пойнт В» «Хартлпул»
Термическая мощность блока реактор— парогенера­торы, МВт
Число парогенераторов на реактор
Число секций в Парогенераторе
Давление теплоносителя, МПа 3,32 3,92 3,84
Температура теплоносителя, °С: на входе.
на выходе
Расход теплоносителя на блок реактор— парогенераторы, кг/с
Паропроизводительность блока, кг/с
Давление перегретого пара, МПа 17,2 16,7 17,2
Температура перегретого пара. °С
Температура питательной воды, °С
Расход пара через промпароперегреватель. кг/с
Давление пара промперегрева. МПа 3,83 4,07 4,07
Температура промперегрева, °С: на входе на выходе
Теплопередающая поверхность парогенератора, м 2
Число труб теплопередающей поверхности па­рогенератора
Внутренний поперечник корпуса, м 18,9 18,9 13,1
Высота внутренней полости корпуса, м 19,4 19,4 18.3
Ширина кольцевой щели, в какой размещаются секции парогенераторов, м 2,8 2,8
Толщина железобетонного корпуса блока, м 6,4
Поперечник шахты в корпусе для секции парогенера­тора, м 2,74
Толщина верхней крышки блока, м 5,5 5,5 5,5
Вес секции парогенератора, т
Внешний поперечник труб теплопередающей по­верхности парогенератора, мм 30,5
Высота цилиндрического ребра, мм 3,8
Число ребер на 1 м длины трубы
Внешний поперечник труб промпароперегревателя. мм
Высота ребер, мм 2,54
Число ребер на 1 м длины трубы промпароперег­ревателя
Гидравлическое сопротивление по тракту теп­лоносителя, МПа 0,031
Гидравлическое сопротивление по тракту рабо­чего тела, МПа 1,55
Удельная большая термическая нагрузка тепло- передающей поверхности, МВт/м 3 3,48

КОНСТРУКЦИИ ПАРОГЕНЕРАТОРОВ

Двухконтурные атомные электростанции с теплоносителем— вода под давлением иг­рают и еще будут играть огромную роль в атомной энергетике.

В развитии парогенераторов таких станций можно выделить несколько главных ти­пов:

1.Парогенераторы ПГВ горизонтального типа с погруженной поверхностью нагрева, выполняемой из U-образных змеевиков, и раздачей теплоносителя при помощи коллекторов.

Парогенераторы ПГВ вертикального типа с погруженной поверхностью нагрева змеевикового либо ширмового типа и раздачей теплоносителя при помощи коллекторов.

Парогенераторы вертикального типа с погруженной поверхностью нагрева, выпол­ненной из U.образных змеевиков, и раздачей теплоносителя при помощи трубных досок.

3.1.1. Парогенераторы ПГВ с теплоносителем—вода под давлением горизонтального типа.

Парогенераторы горизонтального типа для АЭС с ВВЭР были в первый раз введены в экс­плуатацию на Ново-Воронежской АЭС. Эти парогенераторы представляют собой корпусные рекуперативные теплообменники. Теплоноситель, давление которого в 2—3 раза выше давле­ния генерируемого пара, движется снутри труб, куда подается при помощи коллекторов. Экономайзерная и испарительные поверхности нагрева совмещены по существу. В водяном объеме парогенераторная вода имеет температуру насыщения. Вся поверхность нагрева работает как кипящая. Вырабатываемое при всем этом количество пара превосходит выдаваемое потребителю. Лишнее количество пара, конденсируясь, дает тепло для обогрева питательной воды до температуры насыщения. Парогенераторы вырабатывают насыщенный пар. Нрав омывания теплопередающей поверхности нагрева рабочим телом можно рассматривать как естественную циркуляцию при безнапорном движении. Обогрев питательной воды, выработка пара и его се­парация выполняются в одном корпусе. Поверхность нагрева парогенератора по условиям тре­бования чистоты теплоносителя сделана из аустенитной нержавеющей стали. Трубы теплопередающей поверхности дистанционируются по высоте и ширине пучка при помощи вол­нообразных пластинок и прямых планок. Коллекторы делаются или из нержавеющей стали, или из стали перлитного класса. В последнем случае внутренняя стена коллекторов, соприкасающаяся с теплоносителем, плакируется сталью 0Х18Н10Т. Проходящие через корпус коллекторы приварены к нему в нижней его части при помощи патрубков, образующих водя­ную рубаху. Сервис внутренних полостей коллекторов в парогенераторах 1-го и 2-го блоков осуществляется снизу; в парогенераторах 3—5-го блоков — сверху. Корпус парогенера­торов состоит из цилиндрической обечайки и 2-ух эллиптических днищ, изготавливаемых из стали перлитного класса.

READ  Парогенератор Tefal мигает лампочка нет воды

Питательная вода вводится в корпус над зеркалом испарения и направляется в горизон­тально расположенный под зеркалом испарения коллектор питательной воды. В пароге­нераторах 1—4-го блоков он размещается приблизительно в средней части трубного пучка. Пита­тельная вода из отверстий коллектора направляется в сторону жаркой части трубного пучка, что содействует выравниванию паровой нагрузки зеркала испарения. В парогенераторе 5-го блока для выравнивания паровой нагрузки зеркала испарения устанавливается погруженный дырчатый щит, а питательная вода из коллектора подается на щит в сторону входной части трубного пучка.

парогенератор, реактор

Сепарация пара двухступенчатая: I. ступень осадительная, II ступень — жалюзийные сепараторы. В табл. 1 представлены свойства эксплуатируемых парогенераторов Ново- Воронежской АЭС 1—4-го блоков и 5-го блока — для реактора ВВЭР-1000. На рис. 4 показана схема парогенератора 4-го блока НВ АЭС.

Горизонтальные парогенераторы к реакторам ВВЭР.

парогенератор, реактор

парогенератор, реактор

парогенератор, реактор

Главные свойства парогенераторов Парогенераторы НВ АЭС
1 блок 2 блок 3,4 блок 5 блок
Термическая мощность, МВт
Число парогенераторов на реактор
Давление теплоносителя, МПа 9,8 10,3 12,2 15,7
Температура теплоносителя, °С: на входе на выходе
Расход теплоносителя, кг/с
Паропроизводительность, кг/с 63,9 90,3 125,5
Давление пара, МПа 3,14 3;24 4,62 6.26
Температура пара, °С
Температура питательной воды, °С
Скорость теплоносителя в трубах, м/с 2,94 3,36 2,7 4,89
Коэффициент теплопередачи, кВт/(м2-К)- ат теплоносителя к стене от стены к воде 19,8 17,3 23,2 19,4 16,6 — —
Коэффициент теплопередачи. кВт/(м.2-К): 4,29 4,36 4,31 6,4
Средний удельный термический поток, кВт/м2 91,5
Средний логарифмический температурный напор, °С 24,7 25,5 21,2 ‘24,7
Теплопередающая поверхность с учетом припаса на загрязнения, м2
Число трубок
Поперечник и толщина стены трубок, мм 21×1,5 16×1,4 16×1,4 12×1,5
Длина трубок средняя, м 9,5 10,1 8,7 8,9
Гидравлическое сопротивление по тракту теп­лоносителя, МПа 0.15 0,16 0,098
Приведенная скорость выхода пара с зеркала испа­рения, м/с 0,172 0,196 0,2
Влажность пара расчетная, % 0,001 0,0068 0.005 0,1
Размеры корпуса, м: внутренний поперечник длина 3,01 11,57 3,01 11,57 3,21 11,95 4,0 15,0
Внутренний поперечник коллекторов, мм
Вес сухого парогенератора, т
Удельный расход металла (кг металла на кг пара) 0.45 0.344 0.32 0.1

Корпус и крышка реактора

Корпус реактора служит для размещения активной зоны, экранов термический защиты, внутрикорпусных устройств, регулирующих органов СУЗ, средств контроля за работой реактора. Основными элементами корпуса являются : фланец для крепления крышки, цилиндрическая обечайка, днище и зона размещения патрубков.

Корпус реактора является элементом ЯЭУ, работающим в очень сложных критериях. Корпус должен обеспечивать: плотность реактора в процессе использования, размещение подводящих и отводящих патрубков выше верхнего среза активной зоны, работу реактора в течение нескольких кампаний активных зон (около 25 – 30 лет) и неопасную повторяющуюся перезарядку реактора свежайшим топливом.

парогенератор, реактор

Наибольшее распространение в судовых критериях получили корпуса цилиндрической формы. Они отлично выдерживают завышенные внутренние давления, технологичны, успешно смешиваются с корпусными конструкциями судна.

Корпус реактора сваривается из нескольких обечаек. Днище корпуса имеет эллиптическую форму и производится штампованным. Толщина корпуса находится в зависимости от его поперечника, давления и температуры теплоносителя, и может составлять от 100 до 200 мм. В зоне расположения патрубков корпус имеет увеличенную толщину. Нейтронное и γ.излучения, исходящие из активной зоны реактора, действуют на корпус, приводя к изменению параметров материала (происходит постепенное радиационное охрупчивание металла). Потому элементы, повышающие напряжение корпуса реактора (патрубки, сварные швы и т.д.) не располагают в зоне насыщенного воздействия потоков излучений. Для понижения воздействия излучений на металл корпуса реактора инсталлируются экраны: боковые – вокруг активной зоны, нижние – под активной зоной, и верхние – над активной зоной. Под воздействием излучений происходит выделение тепла в конструкциях экранов. Остывание экранов осуществляется теплоносителем, поступающим в реактор и омывающим их при циркуляции снутри корпуса.

Сверху корпус реактора запирается крышкой, прижимаемой к корпусу шпильками либо нажимным фланцем. Плотность соединения крышки с корпусом обеспечивается при помощи кольцевых никелевых либо медных прокладок. В крышке реактора производятся отверстия с уплотнительными элементами для прохода чехлов рабочих органов регулирования. Приводы органов регулирования инсталлируются конкретно на крышке реактора.

Принцип работы

В активную зону реактора загружены тепловыделяющие сборки, состоящие из пучка циркониевых тепловыделяющих частей (ТВЭЛов), заполненных пилюлями двуокиси урана.

парогенератор, реактор

Тепловыделяющая сборка в натуральную величину

Ядра урана делятся с образованием нейтронов (2 либо 3 нейтрона), которые, попадая в другие ядра, также могут вызывать их деление. Так появляется цепная ядерная реакция. При всем этом отношение числа образовавшихся нейтронов к числу нейтронов на прошлом шаге деления именуется коэффициентом размножения нейтронов k. Если k1, реакция ускоряется, прямо до ядерного взрыва. В ядерных реакторах поддерживается управляемая цепная ядерная реакция, удерживая k близкой к единице.

Реактор с загруженными тепловыделяющими сборками

В процессе протекания цепной реакции выделяется огромное количество энергии в виде тепла, которое нагревает теплоноситель первого контура — воду, которая подается снизу в активную зону реактора при помощи основных циркуляционных насосов (ГЦН). Нагреваясь до температуры 322 °С вода поступает в парогенератор (теплообменник), где, пройдя по тыщам теплообменных трубок и отдав часть тепла воде второго контура, вновь поступает в активную зону. Потому что давление второго контура ниже, вода в парогенераторе вскипает, образуя пар с температурой 274°С, который поступает на турбину. Поступая в цилиндр высочайшего давления, а потом в три цилиндра низкого давления, пар раскручивает турбину, которая, в свою очередь, крутит генератор, вырабатывая электричество. Отработанный пар поступает в конденсатор, в каком он, как несложно додуматься, конденсируется при помощи прохладной воды из пруда-охладителя либо градирни и вновь ворачивается в парогенератор при помощи питательных насосов.

парогенератор, реактор

Турбинное отделение и сама турбина

Такая непростая двухконтурная система предназначена для того, чтоб оградить оборудование (турбина, конденсатор), также окружающую среду от попадания радиоактивных частиц из первого контура, возникновение которых может быть из-за коррозии оборудования, наведенной радиоактивности, также разгерметизации оболочек ТВЭЛов.

парогенератор, реактор

Брызгальный бассейн охлаждения резервных дизельных генераторов и систем безопасности

Управление блоками осуществляется из блочного щита управления, который обычно завораживает обычного мещанина множеством «огоньков, крутилок и кнопочек».

Размещен он в реакторном отделении, но в «чистой зоне» и на нем повсевременно находятся: ведущий инженер по управлению реактором, ведущий инженер по управлению турбинами, ведущий инженер по управлению блоком и начальник смены блока.

парогенератор, реактор

Вокруг атомной станции организуется зона наблюдения (та тридцатикилометровая зона), в какой ведется неизменный мониторинг радиационной обстановки. Также существует санитарно-защитная зона радиусом 3 км (находится в зависимости от проектной мощности АЭС), в какой запрещено проживание людей, также ограничена сельскохозяйственная деятельность.

Внутренняя территория АЭС разбита на две зоны: зона свободного доступа (незапятнанная зона), где воздействие радиационных причин на персонал фактически исключено, и зону контролируемого доступа (ЗКД), где может быть воздействие радиации на персонал.

Доступ в ЗКД разрешен далековато не многим и вероятен только через помещение санпропускника, после процедуры переодевания в спец. одежку и получения личного дозиметра. Доступ в гермооболочку, в какой размещены сам реактор и оборудование первого контура, при работе реактора на мощности вообщем запрещен и вероятен только в исключительных случаях. Получаемые дозы работников АЭС строго фиксируются и нормируются, хотя фактическое облучение при обычной работе реактора в сотки раз меньше предельных доз.

READ  Как увеличить длину стежка на швейной машине

парогенератор, реактор

Дозиметрический контроль на выходе из ЗКД

Описание парогенератора. Назначение парогенератора

На 1 очереди используются парогенераторы ПГВ-4М, на 2 очереди их предстоящая модификация ПГВ-213 (см. рис.1-3).

Парогенератор ПГВ-213 предназначен для выработки сухого насыщенного пара давлением Р = 47 кгс/см 2 с температурой 260 С в составе атомной электростанции с водоводяным энергетическим реактором ВВЭР-440 и является составной частью циркуляционных петель реакторной установки.

Механизм работы ПГ заключается в непрерывной выработке пара методом обогрева и испарения питательной воды второго контура за счет термический энергии, получаемой при работе реактора.

Конструкция и свойства ПГ типа ПГВ-213 обеспечивают выполнение главных требований, предъявляемых к его конструкции и сборке:

Парогенератор обеспечивает остывание теплоносителя первого контура до требуемого уровня температур во всех проектных режимах.

Схема сборки ГЦК в совокупы с ПГ обеспечивает остывание теплоносителя при естественной его циркуляции.

Обеспечено резервирование подачи питательной воды в ПГ по отдельной полосы.

Все элементы, работающие под давлением, владеют надежностью и удовлетворяют требованиям «Правил устройства и неопасной эксплуатации оборудования атомных электрических станций, опытнейших и исследовательских атомных реакторов и установок», «Норм расчета на крепкость оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок».

Габаритные размеры ПГ обеспечивают транспортировку по стальным дорогам.

Обеспечена сохранность ПГ при воздействии нагрузок, возникающих в проектных режимах.

Конструкция ПГ обеспечивает удобство монтажа и эксплуатации, возможность обнаружения и ликвидации повреждений, возможность полного дренирования ПГ.

Примечание: Сколько-либо существенное попадание теплоносителя в питательную воду неприемлимо, т.к. паротурбинный контур не имеет био защиты. Проникновение же питательной воды в 1-ый контур может привести к аварийной ситуации в реакторе.

Одним из преимуществ горизонтального ПГ является простота его сепарационной схемы. гравитационная сепарация в паровом объеме и доосушение в жалюзийном сепараторе, в качестве разглаживающих устройств. потолочный дырчатый лист. Схема сепарации в горизонтальном ПГ имеет мало вероятное гидравлическое сопротивление, фактически не оказывает воздействия на кратность циркуляции в водяном объеме.

В базу проектирования ПГ заложены конструкционный, термический и гидродинамический расчеты.

В схеме АЭС парогенератор является одним из основных частей, так как в нем осуществляется создание рабочего тела. водяного пара.

В то же время ПГ является вроде бы связывающим звеном меж первым и вторым контурами (Тепло, выделяющееся в активной зоне реактора в итоге деления ядер урана U 235. переносится теплоносителем по 6 трубопроводам в 6 ПГ, где передается кипящей воде, находящейся под наименьшим давлением, и расходуется на обогрев воды до температуры кипения и генерацию пара, после этого охлажденный теплоноситель по 6 трубопроводам циркуляционными насосами ворачивается в реактор).

Потому при проведении расчетов парогенераторной установки задаются характеристики как первого, так и второго контуров:

полный расход пара на обе турбины блока. 2700 т/ч;

характеристики пара, поступающего на турбину:

температура питательной воды. 164 223 С;

расход теплоносителя через реактор. 40850 м3/ч;

температура теплоносителя на входе в реактор 268С;

температура теплоносителя на выходе из реактора 298 С

(средний обогрев теплоносителя в реакторе. 30С).

Расход теплоносителя через ПГ определяется последующим условием: на одну петлю реактора. один ПГ. Для реактора типа ВВЭР-440 среднее количество петель. 6. Это определяется конструкцией корпуса реактора (расположением входных и выходных патрубков в корпусе) и допустимыми гидравлическими параметрами систем трубопроводов и внутрикорпусных устройств. С уменьшением числа петель понижается цена реакторной установки, но при всем этом растут внутренние поперечникы трубопроводов первого контура, что усложняет их приварку к корпусу реактора.

фактически парогенератора с коллекторами первого контура и паровыми патрубками;

трубопроводов Ду500 «жаркой» и «прохладной» нитей ГЦК;

(Жаркий теплоноситель поступает в ПГ по трубопроводу Ду500 в «жаркий» коллектор, откуда раздается по змеевикам. Проходя снутри змеевиков, теплоноситель дает тепло котловой воде ПГ и, охлаждаясь, выходит в «прохладный» коллектор и дальше поступает в «прохладную» нить головного циркуляционного трубопровода Ду500 на всас ГЦН.)

(Питательная вода по трубопроводу Ду250 подается в ПГ по трубе питательной воды, откуда через сопла поступает по коридору в трубный пучок на «жаркую» сторону, чем достигается частичное выравнивание паровой нагрузки по сечению ПГ за счет конденсации части пара. Циркуляция котловой воды в ПГ. естественная.)

(Пар, осушенный в паровом объеме ПГ за счет сил гравитации и, дополнительно, в жалюзийном сепараторе выходит из ПГ через 5 паровых патрубков в коллектор пара и по нему и паропроводам. на турбину. На каждом паропроводе за пределами герметичной зоны установлены два предохранительных клапана Ду250, быстродействующий отсечной клапан и паровая задвижка.)

трубопровода системы аварийной подпитки Ду100;

(При обесточивании блока и трагедии водопитательной установки в ПГ по этой магистрали подается вода из баков припаса конденсата в течение всего периода расхолаживания. Эта вода подается в ПГ через отдельный патрубок Ду100 в коллектор, расположенный в паровом объеме ПГ.)

Где и для чего используются парогенераторы

Запись размещена создателем Vse ob AES в рубрике Статьи, Устройство АЭС. Добавьте в закладки постоянную ссылку.

Натрий начинает и заходит в тупик

1-ая и основная неувязка – это теплоноситель. Вода очень комфортна, потому что с ней население земли научилось издавна работать. А вот для реакторов на стремительных нейтронах выбор был из веществ, работать с которыми, мягко говоря, совершенно неловко. Главные требования к новенькому теплоносителю были: отличные нейтронные свойства, текучесть и низкая вязкость в водянистом виде, как можно наименьшая температура плавления и маленькое парообразование. Кандидатов было незначительно, но победу в 50-х годах одержал химически активный натрий.

Стоимость в долларах уже значительно устарела (информация на 2002 год), но относительный порядок величин представить даёт

Почему натрий? У него низкая температура плавления (96 °С), что позволяет не заморачиваться над сложными системами разогрева. Его реально много в земной коре, он не вступает в реакцию с нержавеющей сталью и цирконием (в отличии от ртути и калия). При всем этом из всех соперников он обладает одной из наилучшей нейтронной активностью. Практически эталон, если запамятовать о том, что натрий имеет свойство воспламеняться и взрываться при контакте с водой и воздухом. Все же из всех вариантов теплоносителей, отрабатывавшихся на экспериментальных установках, конкретно он оказался единственным кандидатом для энергетических реакторов на стремительных нейтронах, а именно российских реакторов типа БН.

Высочайшая хим активность натрия востребовала особых технических решений, которые, при переходе от картонной концепции к металлу, вызвали сильное удорожание проектов. Во-1-х, требовалось изолировать натриевый контур остывания от водяного, потому что их протечка могла привести к пожару либо взрыву снутри реактора. Для этого пришлось делать промежных контур, разделяющий натрий и воду и снижающий КПД реактора, также удорожавший конструкцию. Требование недопуска контакта натрия и воздуха принудило продумывать и хитрецкую систему замены отработанного горючего при помощи механизированного комплекса, что ещё больше усложнило конструкцию реактора. Не считая того, пришлось решать делему и загрязнения самого натрия в процессе работы реактора – обыкновенными фильтрами здесь не обойтись, потому сделали так именуемые «холодные ловушки». В конечном итоге проект, который на бумаге смотрелся не дороже легководника при переходе с кульманов на площадку строительства, существенно прибавил в цены и растерял в рентабельности.

парогенератор, реактор

Реактор типа БН – сложно, дорого, с туманными перспективами

READ  Как очистить стеклянный электрический чайник от жира

2-ой неувязкой стала переработка горючего. Реакторы на стремительных нейтронах производили много плутония оружейного свойства. Этот плутоний предполагалось выделять, часть его отправлять назад в составе топливной сборки в реактор, добавив свежайшего U-238, а остальное использовать для легководников. И вот тут-то и появился целый ворох заморочек.

Во-1-х, плутоний нельзя просто так взять и засунуть в обыденный реактор. Совсем другие характеристики деления и тепловыделения у плутония требуют конфигурации многих характеристик реакторной установки, в том числе и геометрии самих топливных сборок, из-за чего реакторы, рассчитанные на традиционное урановое горючее, могут быть неспособны неопасно работать на смешанном урано-плутониевом горючем (MOX-топливо). В СССР и проработка внедрения такового горючего началась достаточно поздно, и на сегодня возможность внедрения MOX-топлива в более современных реакторах типа ВВЭР всё ещё исследуется.

Упрощённая схема замкнутого цикла с реакторами типа БН

Во-2-х, отработанное горючее в реакторах типа БН содержало не считая огромного количества плутония ещё маленькое (не больше процента) изотопов Америция, Нептуния и Кюрия – очень радиотоксичных и сложных в утилизации.

В-3-х, само наличие процесса выделения плутония оружейного свойства из горючего ставил крест на всех попытках экспорта реактора. И МАГАТЭ, и США, заинтригованные в нераспространении технологий промышленного производства компонент для ядерного орудия, сделали бы всё, чтоб не допустить экспорт такового реактора. Нерадужные перспективы экспорта реакторов типа БН стали последним гвоздиком в крышку надежд на новое будущее.

Есть у реакторов типа БН и ещё один недочет, который может проявиться при увеличении их мощности – натриевый пустотный эффект. Выражается он в росте реактивности при закипании натрия, что приводит к росту процесса деления атомных ядер. Т.е. происходит нечто схожее на то, что творилось снутри Чернобыльского РБМК во время трагедии. Потому для реакторов на натриевом теплоносителе удалось получить размеренный коэффициент воспроизводства (отношение скорости образования ядерного горючего к скорости выгорания ядерного горючего) только немногим больше 1 (от 1 до 1,05).

Все эти вкупе взятые предпосылки привели к тому, что у серийных реакторов серии БН нет никаких преимуществ перед легководными собратьями, а даже в случае реализации ЗЯТЦ рентабельность всё равно была непонятной. В СССР это стало ясно ещё в 80х, но здесь на сцену вышел БРЕСТ.

Коллеги по опасному бизнесу

Двухкомпонентная ядерная энергетика

Двухкомпонентная энергетика — это решение задачки по уменьшению количества обогащенного природного урана, нужного для работы всех этих реакторов. Она еще не достигнула пика собственного развития — это то, чем будет заниматься поколение нынешних школьников.

В текущее время в реакторах на стремительных нейтронах мы начинаем нарабатывать делящиеся элементы, которые потом позволят загружать сюда горючее, не обогащенное по урану-235.

БН-600 и БН-800 уже работают на так именуемом МОКС-топливе (MOX — Mixed-Oxide fuel) — консистенции, включающей оксиды плутония-239 и урана. При этом реакторы могут работать как на горючем, обогащенном по урану-235 — и в данном случае нарабатывать плутоний-239, — так и на плутонии.

Частично замкнутый цикл использования ядерного топлива

На базе Опытно-демонстрационного центра в Северске, а в дальнейшем и завода ФТ-2 в Железногорске, есть хранилище отработанного ядерного горючего. На данный момент на финишной стадии разработки находится разработка, которая дозволит переработать горючее после реактора ВВР и возвратить из него в цикл уран и плутоний. Задачку переработки решают очень любопытно: уран и плутоний не делят, а передают на создание в смешанном виде. В конечном итоге мы получаем тепловыделяющие сборки для реакторов, содержащие регенерированный уран и плутоний, также добавленный туда природный уран, обогащенный по изотопу-235.

Естественно, полного замыкания ядерно-топливного цикла тут нет, но этот подход позволяет понизить издержки на обогащение.

Не считая того, делящиеся элементы, которые мы будем извлекать из отработанного в реакторах ВВР горючего, пойдут на топливные циклы стремительных реакторов.

На данный момент уже отработана схема загрузки в реактор БН-800 МОКС-топлива, содержащего плутоний-239 и уран-238, его путь на рисунке ниже показан красноватой линией.

парогенератор, реактор

Схема предполагает внедрение отработанного ядерного горючего (ОЯТ) из реактора ВВЭР вместе с оксидным топливом с ураном-235 после реакторов БН. В процессе переработки мы выделяем смесь плутония и урана, которая идет на изготовка МОКС-топлива. А отработанное МОКС-топливо перерабатывают совместно с топливом после реактора РБМК.

Выходит, что мы начинаем с обыкновенной загрузки реакторов оксидным топливом на базе урана-235 и равномерно, нарабатывая плутоний-239 в резвом реакторе, вытесняем его МОКС-топливом.

Мы не сможем сходу перейти с обычных реакторов на резвые, так как для каждого реактора на стремительных нейтронах придется выстроить инфраструктуру по переработке горючего, которая в 1-ое время не будет загружена, ведь реакторы должны наработать горючее, которое потом будет перерабатываться. А в схеме выше заложен плавный переход от имеющихся реакторов к резвым. Эта схема предполагает наработку плутония на реакторе БН-800. В перспективе должны показаться более массивные и поболее выгодные установки — БН-1200, которые воплотят двухкомпонентность нашей ядерной энергетики на наиблежайшее десятилетие и стратегию такого же Росатома.

Но увлекательнее то, что происходит в проекте БРЕСТ. Реактор такового типа с электронной мощностью 300 МВт уже начали строить в Северске. Вокруг него построят комплекс, который дозволит решать задачки регенерации горючего, т.е. все процессы в рамках замыкания топливного цикла будут сосредоточены в одном месте.

парогенератор, реактор

На исходном шаге будет нужна подпитка природным либо обедненным ураном, как отмечено на картинке. Не имея подходящего объема плутония, мы можем, как и в предшествующей схеме, стартовать, используя комбинированное горючее, и равномерно нарабатывать плутоний, переходя на замкнутый цикл.

На этот реактор ложут огромные надежды: упомянутый выше естественный контур защиты не позволяет разогнать его до томных аварий. Но тут придется столкнуться с рядом заморочек. Задачки, связанные с наработкой плутония, уже в некий степени решали. А вот переработка ядерного горючего после стремительных реакторов — вопрос открытый. Тут необходимо обеспечить маленькую выдержку горючего: оно горячее и с высочайшим радиационным фоном. Необходимо создавать новые технологические процессы, отрабатывать их на щитах и внедрять.

Если задачка по замыканию ядерного топливного цикла будет решена, то в масштабах жизни человека мы получим фактически неисчерпаемый источник энергии.

Параллельно нужно довести до конца решение задачки по выводу отходов из цикла без нарушения естественного радиационного баланса Земли. Проектируемый топливный цикл должен обеспечить возврат ровно такого же количества радиации, которое мы извлекли. На теоретическом уровне эта задачка просчитана и может быть решена. Дело за практикой.

В отличие от прошедшего века, когда нужно было получить ядерное орудие и заодно ядерную энергетику хоть какой ценой, а экономику никто не просчитывал, на данный момент задачка заключается в том, чтоб все было энергоэффективно, экономически целенаправлено и с обеспечением естественной безопасности. И кто-то это все должен делать. Так что спецы по данному и смежным фронтам без работы не останутся.