Title Проектирование, эксплуатация и инжиниринг атомных станций_7.pdf ✅

17 ГЛАВА I ТЕХНОЛОГИЯ, ОБОРУДОВАНИЕ И БЕЗОПАСНОСТЬ АС 1.1. Ядерные реакторы Некоторые сведения из физики ядерных реакторов. Современная атомная энергетика основана на использовании энергии, выделяющейся при делении ядер урана-235 235 92 ( U ) , существующего в природе, а также искусственно получаемых делящихся веществ плутония-239 239 94 ( Pu ) и ура- на-233 233 92 ( U ) . Деление этих ядер возможно при определенных условиях, что требует создания комплекса приспособлений для осуществления реак- ции деления ядерного реактора. Тепловая энергия, выделяющаяся при делении ядер, отводится из ядерного реактора прокачкой через него жидкого или газообразного тепло- носителя. Эта энергия может быть преобразована в электрическую путем получения пара, предназначенного для вращения турбоагрегатов, а также использована для подогрева воды для бытовых, промышленных нужд или непосредственно в энергоемких процессах, например в химической или металлургической промышленности. Рассмотрим реакцию деления на примере 235 92 U. Деление ядер 235 92 U наиболее вероятно при поглощении низкоэнергети- ческих (тепловых) нейтронов. При поглощении ядром теплового нейтрона nт образуется ядро 236 92 U в возбужденном состоянии: 235 92 U + nт → 236 92 U. Примерно с 85%-ной вероятностью произойдет деление этого ядра на два осколка 1 1 A Z F и F A Z 2 2 с испусканием двух или трех быстрых нейтронов б n и выделением энергии Е: 1 2 1 2 236 92U 2,5 A A Z Z →++ F F n E. б + Осколки деления представляют собой радиоактивные ядра химических элементов средней части таблицы Менделеева. Нейтроны, образовавшиеся при делении, подразделяются на мгновенные (~99 %), испускаемые в мо- мент деления, и запаздывающие (~ 1 %), испускаемые при распаде осколков деления. Средняя энергия запаздывающих нейтронов составляет примерно 0,8⋅10–13 Дж (0,5 МэВ), мгновенных 3,2⋅10–13 Дж (2 МэВ). Чтобы обеспечить самоподдерживающуюся реакцию, необходимо уменьшить энергию обра-
18 зовавшихся быстрых нейтронов, т.е. замедлить их, что возможно при столкновении нейтронов с ядрами легких элементов, например водорода или графита. Самоподдерживающаяся реакция деления может происходить только при определенных размерах (объеме) реактора, когда утечка нейтронов уравновешивается их образованием в процессе деления. Такие размеры (объем) называются к р и т и ч е с к и м и , а масса ядерного топлива, запол- няющего активную зону при критических размерах, – к р и т и ч е с к о й . Если размеры реакторов меньше критических, они называются п о д к р и - т и ч е с к и м и , а если больше, то н а д к р и т и ч е с к и м и . Чтобы уменьшить утечку нейтронов, активную зону реакторов окру- жают материалами, хорошо рассеивающими нейтроны, – так называемыми о т р а ж а т е л я м и н е й т р о н о в . При наличии отражателя увеличи- вается количество нейтронов в активной зоне реактора, участвующих в процессе деления, и, следовательно, уменьшаются критические размеры реактора. Кроме того, отражатель обеспечивает некоторое выравнивание плотности потока нейтронов по объему активной зоны и, следовательно, более равномерное выгорание горючего в процессе эксплуатации. По- следнее обстоятельство является важным для реакторов атомных электро- станций, так как позволяет увеличить время между перегрузками топлива, сопровождающимися остановками реактора и перерывами в энергоснаб- жении. Полная энергия, выделяющаяся при делении одного ядра урана, со- ставляет 3,2⋅10–11 Дж (200 МэВ), а тепловая энергия, выделяющаяся при делении 1 г урана, составляет 7,79⋅1010 Дж, что соответствует сжиганию 2660 кг угля в условном исчислении. Следует различать электрическую и тепловую мощность АС. Э л е к - т р и ч е с к а я м о щ н о с т ь определяется мощностью турбоагрегатов, т е п л о в а я – загрузкой топлива и конструктивным решением реактора. Тепловая мощность реактора Nр с горючим из 235 92 U может быть опре- делена из выражения 11 р N V 3,0 10 Ф , − = ⋅ ρσ где 3,0⋅10–11 Дж (190 МэВ) – тепловая энергия, выделяющаяся при делении одного ядра 235 92 U под действием теплового нейтрона; Ф – средняя плот- ность потока тепловых нейтронов в реакторе; ρ – число ядер делящегося вещества в единице объема активной зоны; V – объем активной зоны реак- тора; σ – микроскопическое сечение деления (для урана-235 можно при- нять 585⋅10–24 см2 ). Природный уран состоит в основном из двух изотопов: 235 92 U и 238 92 U, содержание которых в естественной смеси соответственно составляет при-
19 мерно 0,7 и 99,3 % по массе. Если содержание изотопа 235 92 U в уране искус- ственно увеличено, такой уран называется о б о г а щ е н н ы м . При облучении нейтронами 238 92 U и 232 90 Th в результате следующих це- почек радиоактивных превращений могут быть получены новые делящиеся вещества 233 92 U 239 94 Pu. Ториевый цикл: 232 233 233 233 90 90 91 92 Th Th Pa U. n − − γβ β + ⎯⎯→ ⎯⎯→ ⎯⎯→ Плутониевый цикл: 238 239 239 239 92 92 93 94 U U Np Pu. n − − γβ β + ⎯⎯→ ⎯⎯→ ⎯⎯→ Конечные продукты этих реакций, как и уран-235, могут быть исполь- зованы в качестве ядерного горючего. Радиоактивные ядра, образующиеся в реакторе, распадаются с испус- канием излучений: альфа-частиц, имеющих заряд Z = + 2 и массовое число А = 4; они состоят из двух нейтронов и двух протонов и представляют со- бой ядра гелия; бета-частиц, имеющих единичный отрицательный заряд, равный заряду электрона и его массе; гамма-частиц, являющихся электро- магнитными колебаниями с малой длиной волны или потоком фотонов. Основные элементы ядерных реакторов. Реакторы классифициру- ются в зависимости от назначения, вида и физического состояния горючего, замедлителя, теплоносителя и имеют свои особенности. Однако принципи- альные схемы устройства всех реакторов во многом одинаковы. Любой ядерный реактор состоит из нескольких зон, имеющих свое назначение. В активной зоне происходит деление ядер горючего. Отбор теплоты, выде- ляющейся при делении, осуществляется путем циркуляции теплоносителя через активную зону. Изменение количества делений в активной зоне (а следовательно, мощности реактора) производится с помощью регулирующих с т е р ж - н е й с и с т е м ы у п р а в л е н и я и з а щ и т ы р е а к т о р а (СУЗ), выполненных из материалов, хорошо поглощающих нейтроны. Активная зона, окруженная отражателем нейтронов, помещается в корпус реактора. Корпус реактора защищен бетонной б и о л о г и ч е с к о й з а щ и т о й , обеспечивающей снижение потоков излучений до допустимого уровня. Между корпусом и биологической защитой устраивается слой р а д и а - ц и о н н о - т е п л о в о й защиты, предназначенной для восприятия радиа- ционных тепловыделений и предохранения бетонной биологической защи- ты от радиационных повреждений. • Ядерное горючее и тепловыделяющие эле- менты. В качестве ядерного горючего в активной зоне, как уже говори-
20 лось, могут быть использованы уран-235, уран-233, плутоний-239. Деление ядер горючего может происходить под действием тепловых или быстрых нейтронов. В зависимости от энергии нейтронов, под действием которых происходит деление горючего, реакторы подразделяются на р е а к т о р ы н а т е п л о в ы х и б ы с т р ы х н е й т р о н а х . В реакторах на тепловых нейтронах [средняя энергия нейтронов, вы- зывающих деление, менее 1,6 × 10–19 Дж (1 эВ)] в качестве горючего в ос- новном применяют обогащенный уран. В реакторах на быстрых нейтронах (средняя энергия нейтронов, вызы- вающих деление, составляет несколько сот кэВ) в качестве горючего можно применять высокообогащенный уран и плутоний. Ядерное топливо может быть использовано в твердом или жидком ви- де. В зависимости от этого реакторы подразделяются соответственно на г е т е р о г е н н ы е и г о м о г е н н ы е . В гетерогенных реакторах твер- дое топливо помещено в оболочку, предохраняющую его от взаимодейст- вия с теплоносителем и локализующую осколки деления. В гомогенных реакторах топливо равномерно перемешано с теплоносителем (и замедли- телем, если это реактор на тепловых нейтронах). Горючее, помещенное в предохранительную герметичную оболочку, называют т е п л о в ы д е л я ю щ и м и э л е м е н т а м и (твэлами). Кон- структивно твэлы (рис. 1.1) могут быть выполнены стержневыми (а), пла- стинчатыми (б), гофрированными (в), трубчатыми (г), шаровыми (д), пер- форированными (е). Чаще всего используются стержневые твэлы. Рис. 1.1. Конструктивные схемы твэлов Тепловыделяющие элементы, собранные в кассеты, с помощью цен- трирующих узлов устанавливаются в рабочих каналах реактора. Самым распространенным топливом энергетических реакторов в на- стоящее время является слабообогащенная двуокись урана UO2 с содержа- нием изотопа 235 92U до 5 % по массе. Она химически инертна, совместима с большинством конструкционных материалов и теплоносителей, обладает высокой температуростойкостью (температура плавления около 2800 °С) и высокой радиационной стойкостью. В дальнейшем, по-видимому, основ- ным видом топлива высокотемпературных реакторов станут карбиды урана и плутония. Обладая сопоставимыми с двуокисью урана температурой