Классификация типов ядерных реакций. Принцип действия ядерных энергетических установок

В основу работы ядерных энергетических установок лежат так называемые ядерные реакции, т.е. превращение атомных ядер, обусловленных их взаимодействиями с элементарными частицами и друг с другом.

Известно много типов ядерных реакций, их можно классифицировать по различным признакам. В настоящее время наиболее распространены ядерные реакции, в которых в качестве исходных частиц участвуют сравнительно тяжёлые ядра-мишени и лёгкие бомбардирующие частицы нейтроны (n).

В современных ядерных судовых энергетических реакторах используется реакция делениями нейтронами ядер урана-235.

U²³⁵ + n -> (2 - 3)n + 2OД +энергия,

где ОД - осколки деления.

В судовых ректорах наиболее часто применяют двуокись урана UO₂, температура её плавления около 2850°С. Образование тепла в реакторе начинается с момента деления ядер U²³⁵ .

Избыточное количество ядерного топлива вызывает избыточную реактивность, в результате чего возникает опасность разгона реактора. Для поддержания нужного баланса нейтронов в активную зону реактора вводят регулирующие стержни из бора, кадмия, гафния. Эти стержни автоматически вдвигаются в активную зону, регулируя поток нейтронов.

Компания реактора, т.е. продолжительность его работы до замены тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ).

Теплоносители. В реакторе в процессе цепной реакции деления большая часть энергии выделяется виде тепла, и передача его рабочему телу двигателя осуществляется теплоносителем, омывающим сначала ТВЭЛ, а затем протекающим через теплообменный аппарат, где тепло передаётся рабочему телу.

В судовых реакторах в качестве теплоносителя применяют преимущественно воду, — она хорошо замедляет нейтроны, имеет малую продолжительность наведённой активности (период полураспада около 7 сек.), обладает большой объёмной теплоёмкостью и высоким коэффициентом теплоотдачи.

К недостаткам следует отнести, то что при движении в активной зоне вода испытывает ядерные превращения и для связывания О₂ необходима водородная подпитка, а также сравнительно низкий КПД.

Ядерные реакторы. Ядерный реактор представляет собой устройство для осуществления управляемой цепной реакции деления ядер урана (U²³⁵, U²³³и U²³⁹). В общем случае он состоит из корпуса, в котором размещена активная зона (A3), заключающая ядерное топливо и замедлитель нейтронов. В активной зоне циркулирует теплоноситель, отводящий из реактора тепло, образующееся при реакции деления ядер. Активная зона окружена отражателями нейтронов для уменьшения их утечки за ее пределы и тепловой защитой из экранов, размещенных между нею и внутренней стенкой корпуса для предохранения материала корпуса реактора от температурных напряжений, возникающих от действия потока гамма-лучей.

Для регулирования цепной реакции с целью удержания реактора на нужном режиме и его остановки служат стержни управления, сделанные из материалов, сильно поглощающих нейтроны. Для предохранения обслуживающего персонала от действия излучения корпус реактора окружен биологической защитой.

В зависимости от того, является ли главным источником деления поглощение быстрых нейтронов (Е>1 Мэв), промежуточных (Е<1 Мэв) или медленных (Е<0, 025—0,12 эв), различают реакторы, работающие на быстрых нейтронах, на промежуточных и на тепловых, причем первые два не имеют замедлителя. По способу размещения ядерного топлива реакторы делят на гетерогенные и гомогенные; в первых ядерное топливо заключено в ТВЭЛ, окруженных замедлителем, во вторых оно равномерно распределено в замедлителе в виде раствора или расплава и представляет собой однородную смесь.

На рисунке 5.1 показана принципиальная схема гетерогенного реактора, работающего на тепловых нейтронах. В корпусе реактора размещены активная зона, отражатель, тепловая защита и стержни управления. ТВЭЛ и замедлитель образуют активную зону, через которую протекает теплоноситель, отводящий тепло, образующееся при цепной реакции деления ядер, причем замед­ление быстрых нейтронов достигается упругим рассеянием их при соударении с ядрами замедлителя, масса ядер которого должна быть возможно ближе к массе нейтронов.

Рисунок 5.1 - Принципиальная схема гетерогенного 335—345° С.

энергетического ядерного реактора

1 - контрольные приборы и устройства; 2 - биологическая защита; 3 - приводы стержней; 4; 5; 6 - стержни; 7 - тепловая защита; 8 - торцевой отражатель; 9 - замедлитель; 10 - боковой отражатель;

11 - ТВЭЛ; 12 - канал для прохода охладителя; 13 - каналы для прохода стержней управления;

14 - торцевой экран ВВРД обычно принимают не более 150-200 ama, тепловой защиты;

15 - корпус реактора.

Отражатель окружает активную зону для уменьшения утечки нейтронов за ее пределы. Тепловая защита имеет целью ослабить действие гамма-лучей на корпус реактора, внутри которого поддерживается давление теплоносителя; корпус окружен биологической защитой. Стержни управления (регулирующие, компенсирующие и аварийные) обеспечивают поддержание цепной реакции на нужном уровне и автоматически прекращают цепную реакцию при аварии.

Теплоноситель (охладитель) циркулирует в каналах между ТВЭЛ и графитовым замедлителем и может служить непосредственно рабочим телом для турбины или же греющей средой для образования рабочего тела в специальных теплообменных аппаратах. Скорость охладителя в активной зоне принимается для жидких металлов 1— 3 м/сек, для воды 2—4 м/сек, для газов 30—80 м/сек.

Из-за большого количества графита в активной зоне реакторы рассматриваемого типа имеют большие размеры и вес.

Наиболее освоены и чаще всего применяются на судах водо-водяные реакторы под давлением (ВВРД). В них вода является одновременно замедлителем и теплоносителем (охладителем активной зоны); такое совмещение функций позволяет упростить конструкцию реактора и уменьшить его вес и габариты по сравнению с реакторами, в которых в качестве замедлителя принят график.

В связи с тем, что обычная вода захватыва­ет медленные нейтроны, в ВВРД приходится применять обогащенный уран или же тяжелую воду, однако очень высокая стоимость и дефицитность последней ограничивает ее использование. Положительным свойством ВВРД является их саморегулируемость благодаря отрицательному температурному коэффициенту реактивности, обусловленному значительным уменьшением плотности воды при её нагреве. Предотвращением кипения воды в ВВРД обеспечивается поддержанием ее температуры на 30 - 40°С ниже температуры кипения при давлении в реакторе. Таким образом, даже при критическом давлении 225 ama вода в ВВРД не нагревается выше.

На рисунке 5.2 показана зависимость давления воды в ВВРД от ее температуры.

Вследствие конструктивных, технологических и эксплуатационных затруднений давление в ВВРД обычно принимают не более 150 - 200 ama, этому давлению соответствует температура насыщения 340-365° С, а нагрев воды не превышает 300 - 335° С. Однако в некоторых вновь разрабатываемых ВВРД вода нагревается до температуры насыщения.

Из ВВРД вода поступает в генератор пара, откуда посред­ством главного циркуляционного насоса возвращается обратно, образуя первый контур циркуляции.

Температура пара, образованного в парогенераторе, ниже температуры греющей воды на 15-30° С (температурный подпор).

Рисунок 5.2 - Зависимость недогрева t_s –t₁ до температуры насыщения t, от давления воды

в ВВРД: ⁰ – стационарные ВВРД; Х – судовые ВВРД.

Увеличение расхода пара во втором контуре установки с ВВРД вызывает падение давления в первом контуре. В результате в активной зоне реактора может возникнуть поверхновтное или объемное кипение с угрозой повреждения ТВЭЛ. В связи с этим в установке предусматривают компенсаторы давления.

На рисунке 5.3 показан ВВРД атомного ледокола «Ленин» тепловой мощностью 90 Мет. В качестве топлива в этом реакторе используется двуокись урана с 5%-ным обогащением. Давление воды в первом контуре около 200 ama с недогревом до температуры насыщения приблизительно на 40°С; схема движения воды трехходовая: с целью улучшения теплопередачи вода поступает снизу в центральные каналы, частично нагретая спускается по экранам и снова поднимается, омывая периферийные сборки ТВЭЛ; затем вода попадает в сборную камеру и выходит из реактора через верхние патрубки.

Рисунок 5.3 - Разрез реактора ледокола «Ленин»

1- днище; 2 - рубашка из нержавеющей стали;. 3 - корпус реактора; 4 - компенсирующая решетка; 5 - тяга привода компенсирующей решетки; 6 - регулирующие стержни; 7 - шпилька;

8 - нажимной фланец; 9 - крышка реактора; 10 - уплотняющая прокладка

11 - технологические каналы с ТВЭЛ; 12 - кольцевые экраны.

В парогенераторе образуется слегка перегретый пар с давлением 28 ama при t=310° С (температурный подпор около 15°С).

В отличие от ВВРД в кипящих водо-водяных реакторах (ВВРК) вода не остается в жидкой фазе, а переходит в пар. Таким образом, при той же верхней температуре в ВВРК давление ниже благодаря этому реакторы имеют меньшую толщину стенок корпуса, трубопроводов первого контура и других элементов. Применение ВВРК дает принципиальную возможность исключить из системы теплообменник и отдельный генератор пара, однако для судовых установок целесообразно при­менять двухконтурную систему, которая позволяет освободить второй контур от биологической защиты.

Для ВВРК требуется обогащенное топливо. Боковые пластины чехлов ТВЭЛ перфорируются по всей площади для облегчения выхода пузырей пара, образующихся на поверхности топливного стержня. Необходимость парового объема приводит к увеличению высоты реактора.

Изменение расхода пара существенно влияет на нейтронные процессы в ВВРК. При уменьшении расхода повышается давление в реакторе, увеличивается плотность пара, улучшается замедление нейтронов, возрастает вероятность деления ядер U и соответственно растет мощность реактора. При возрастании расхода пара происходят обратные явления и мощность реактора падает.

Для обеспечения стабильной работы реактора необходимо строго поддерживать постоянное давление, уровень воды также должен быть постоянным во избежание резких колебаний нейтронного потока и перегорания ТВЭЛ.

В одноконтурной установке с ВВРК радиоактивный пар из реактора поступает в турбину, поэтому турбинная установка должна иметь биологическую защиту. При двухконтурной схеме пар из реактора поступает в теплообменный аппарат, где образуется рабочее тело, в этом случае достаточно предусмотреть биологическую защиту только для первого контура.

Реакторы с органическим замедлителем (OOP) могут иметь высокую температуру замедлителя-теплоносителя при малом давлении; при давлении в реакторе около 3 кГ/см в парогенераторе можно получить водяной пар с температурой выше 300° С. Органические замедлители, однако, обладают рядом недостатков и в настоящее время не получили распространения. К числу их недостатков относятся малая теплопроводность, большая вязкость, низкий коэффициент теплоотдачи и склонность к разложению под действием высоких температур и радиационного облучения.

В графито-натриевом реакторе (ГрНР) в качестве замедлителя используется графит, а в качестве охладителя-теплоносителя— натрий. Температура натрия в реакторе лежит в пределах от 250° С при входе до 500° С и выше на выходе из активной зоны, и это. обеспечивает возможность образования пара с параметрами, характерными для современных морских паровых котлов.

Натрий пригоден для реакторов на быстрых нейтронах. Одним из существенных недостатков натрия является то, что он активно реагирует с водой и кислородом.

Реакторы с газовым охладителем (ГОхР) имеют в качестве замедлителя графит. Охладителем в них служат Не, СО₂, N₂ и газовые смеси. Реактор обеспечивает возможность образования рабочего тела в двухконтурной установке как с паровым, так и с газовым циклом. Температура газа в установках с ГОхР может достигать уровня, отвечающего современному состоянию газотурбостроения, а параметры пара в случае применения паровой турбины могут быть выше, чем при ВВРД и ВВРК.

Пароохлаждаемый реактор (ПОР) предложен в стремлении повысить экономичность ядерной установки с паровой турбиной путем повышения начальных параметров рабочего тела. На рисунке 5.4 показано устройство ПОР. В нем имеются два полностью разобщенных друг от друга контура - паровой контур охлаждения и контур легкой или тяжелой воды, являющейся замедлителем нейтронов. В контуре замедлителя вода принимает часть тепла от ТВЭЛ и поступает в теплообменный аппарат для предварительного подогрева конденсата из ТЗА, затем она возвращается в реактор. В случае аварии замедлитель спускается через штуцер, расположенный в нижней части реактора, и таким образом реакция деления прекращается.

Рисунок 5.4 - Схема переохлаждаемого реактора:

1 - корпус; 2 - вход замедлителя: 3 - вход насыщенного пара; 4 - защита;

5 - коллектор перегретого пара; 6 - выход перегретого пара; 7 - выход замедлителя;

8 - аварийный слив замедлителя; 9 - направляющее устройство.

Активность парового контура реактора может быть небольшой, и специальной защиты для него может не потребоваться; для водяного контура защита необходима, так как он имеет более высокую активность. При наличии первичной защиты реактора и контура замедлителя можно ослабить вторичную защиту контейнера, в котором предполагается разместить реактор с первичной защитой и контуром замедлителя. Схема проекта ядерной установки с ПОР показана на рисунке 5.5.