Принцип работы ядерного энергетического реактора, типы ядерных реакторов

Ядерный реактор — устройство, в котором осуществляется управляемая цепная ядерная реакция, сопровождающаяся выделением энергии. В я.р. происходит цепная реакция. Ядра урана или Плутония распадаются при этом образуются 2−3 ядра элементов середины таблицы Менделеева, Выделяется энергия, излучаются гамма кванты и образуются 2 или 3 нейтрона, которые в свою очередь, могут прореагировать с др. атомами и, вызвав их деление, продолжить цепную реакцию. Для распада какого-либо атомного ядра необходимо попадание в него элементарной частицы с определенной энергией. В качестве делящегося вещества в большинстве Ядерный реактор применяют 235U. В процессе работы ядерного реактора происходит изменение состава топлива, свя-занное с накоплением в нём осколков деления и с образованием трансурановых элементов, главным образом изотопов Pu. Влияние ос-колков деления на реактивность ядерного реактора называют отравлением (для радиоактивных осколков) и зашлаковыванием (для стабильных).

Водо-водяные энергетические реакторы получили наибольшее распространение из-за своей компактности и относительно простой и надежной конструкции. В настоящее время на АЭС применяют реакторы ВВЭР-440 и ВВЭР-1000.

Тепловая схема блока — двухконтурная. Обычная некипящая вода, используемая в качестве теплоносителя и замедлителя, циркулирует под давлением 7—16 Мпа. Для повышения надежности и безопасности работы АЭС тепло-отвод от активной зоны реактора выполняют в виде нескольких независимых циркуляционных петель. Например, первый радиоактивный контур реактора ВВЭР-440 имеет шесть петель. Увеличе-ние числа циркуляционных петель усложняет конструкцию, техно-логическую схему и создает трудности в эксплуатации, следовательно, увеличиваются капитальные вложения в установку. Более перспективной является четырехпетлевая схема охлаждения реактора ВВЭР-1000.

2-ой контур выполняется аналогично технологич. схеме ТЭС. Так же реактор имеет следующие вспомогательные системы: 1) сист.управл.и защитой реаткора. 2) борного регулирования. 3) аварийного расхолаживания реактора. 4) система дегазации теплоносителя и снижение взрывоопасной концентрации водорода. 5) система компенсации температурных изменений объема. 6) система охлаждения бассейна перегрузки и выдержки. 4. АЭС с канальными водографитовыми кипящими ректорами.

Для аварийных режимов применяют аварийные питательные электронасосы (ПЭН), использующие запасы воды деаэраторов и дополнительных баков обессоленной воды. Для обеспечения тепловой энергией потребителей поселка и станции применяют дополнительный промежуточный контур, состоящий из подогревателей и насосов, так как турбина работает на радиоактивном паре. Следовательно, схема АЭС с реакторами РБМК является одноконтурной. Для исключения протечек радиоактивной воды вдоль вала насоса используют специальный контур, через который подают запирающую воду давлением на 0,25 МПа выше давления на всасе ГЦН. Так как ГЦН не могут работать без запирающей воды, насосы этого контура должны подключаться к схемам надежного питания. При потере же питания в системе СН станции вода на уплотнение ГЦН подается из аварийного гидроаккумулятора в течение 10 мин, пока не вступят в работу аварийные дизельгенераторы этих схем. К вспомогательным относятся системы: управления и защиты реактора (СУЗ); продувки и расхолаживания; охлаждения бассейна; спринклерноохладительная и аварийного охлаждения (САОР).

АЭС с реакторами на быстрых нейтронах.

Кроме выработки электрической энергии, на АЭС с реакторами на быстрых нейтронах осуществляется расширенное воспроизводство ядерного топлива. В качестве теплоносителя в реакторах-размножителях применяют жидкий натрий из-за его хороших физических свойств и относительно небольшой стоимости.

Применение жидкометаллического теплоносителя в реакторах позволяет получать пар высоких параметров и использовать серийные турбоагрегаты.

В первом и втором контурах используют жидкий натрий, в третьем — воду и пар.

Трехконтурная технологическая схема реактора приведена на рисунке.

Паронегераторы, в которых образуется перегретый пар (третий контур), выполнены прямоточными и имеют малый запас воды. Поэтому при потере питания в системе СН станции для обеспечения режима расхолаживания к надежности электроснабжения аварийных ПЭН (АПЭН) и времени их пуска предъявляют повышенные требования, а АПЭН питают от специальных для каждого насоса дизель-генераторов с малым временем пуска. Для увеличения коррозионной стойкости конструкционных материалов натриевых контуров используют фильтр-ловушки, работа которых основана на охлаждении жидкометаллического теплоносителя, до температуры, меньшей температуры насыщения оксидов, растворенных в натрии. Натрий в ловушке охлаждается воздухом или, азотом, прокачиваемым по замкнутому контуру вентилятором. При отключенных ГЦН циркуляция натрия через фильтры осуществляется электромагнитными насосами. Перед заполнением первого и второго контуров натрием для исключения взаимодействия его с кислородом воздуха реактор заполняют газом (аргоном) и разогревают сжатием аргона в нагнетателях и прокачкой его по замкнутым контурам. Эту же систему используют в качестве резервной при расхолаживании реактора, поэтому нагнетатели имеют привод от автономного источника, а теплообменники — надежное снабжение технической водой.