Атомная энергетика

Энергетика
Реакторы с тяжелой водой под давлением
Проектные параметры и характеристики ВВЭР-СКД
Использование тория
реактор ВВЭР-СКД
Расчеты выгорания рабочих ТВС и ТВС с МА.
реактор БН-350
Конструкция реактора
Опыт эксплуатации РУ БН-350
Вывод из эксплуатации реактора на быстрых нейтронах БН-350
Баксанская нейтринная обсерватория
Основные типы реакторов, принятые к промышленной реализации
АЭС с уран-графитовыми канальными реакторами

В работе рассматривается состояние атомной энергетики в Украине и дается классификация существующих в мире реакторов. Сделан обзор конструкции реакторов с водой и тяжелой водой под давлением, реактора с кипящей водой и реактора на быстрых нейтронах. Показаны их физические характеристики. Рассмотрены реакторы нового поколения. В работе дана характеристика компьютерных программ для нейтронно-физического расчета реакторов атомных электростанций. Показано, что расчет полей нейтронов производится с помощью многогрупповых программ, учитывающих недиффузионность переноса нейтронов. Эти программы содержат возможность оценки погрешности расчетного функционала. Рассмотрены вопросы организации программ и расчетные модели активных зон реакторов. Сделан вывод, что компьютерные модели для расчета реакторов делаются для обеспечения возможности отслеживания истории целостной технологической единицы.

Согласно оценкам Международного энергетического сообщества потребление энергии в мире повышается со скоростью 3% в год. Компенсация нехватки энергии ведет к загрязнению окружающей среды. На смену должны прийти альтернативные (энергия солнца, ветра и др.), но в виду их не рентабельности использование в полной мере этих источников на данный момент невозможно. Большие надежды возлагаются на атомную энергетику. В настоящее время производство 16% всего электричества в мире приходится на атомную энергетику. При условии правильного конструирования и эксплуатации, АЭС более привлекательны. Сейчас в 30 странах мира функционируют более 440 и сооружается 25 ядерных энергоблоков. Мощность энергетических источников может вырасти к 2020 году в 2 раза. В настоящее время вклад атомной энергетики в топливно-энергетический баланс достаточно велик. Отсутствие альтернативных источников энергии делает ее перспективной, несмотря на имевшие место аварии на Чернобыльской АЭС и Three-Mail-Island в США. Спектр реакторов в мировой энергетике весьма широк. От использующих необогащенное топливо типа CANDU до реакторов на быстрых нейтронах (БН) с натриевым теплоносителем. Для безопасной работы АЭС используются эксплуатационные и расчетные компьютерные программы (КП). Они могут работать в режимах “off-line” и “on-line”. Требование быстроты получения результата связано с выполнением расчетов в ограниченный период времени, например - перезагрузки топлива. Эксплуатационные КП включают в себя нейтронно-физический и тепло-гидравлический расчеты.

Цель работы: сделать классификацию реакторов для использования их на АЭС и показать возможность нейтронно-физического моделирования.

Задачи, решаемые в работе: описать КП для перезагрузки топлива; показать алгоритмы подготовки констант с учетом выделения энергии; сделать оценку интегральных и локальных характеристик реактора; исследовать неасимптотические процессы для разработки алгоритма расчета нейтронных полей.

АЭС в Украине

По производству электроэнергии на АЭС Украина входит в восьмерку, по вкладу получаемой электроэнергии в общий объем электроэнергии - в пятерку стран мира (рис. 1). Атомная энергетика в Украине является важной составляющей общего топливно-энергетического комплекса и занимает ведущие позиции в энергообеспечении страны [1]. В настоящее время в Украине на 4-х АЭС действует 13 ВВЭР-1000 и 2 ВВЭР-400 ядерных энергоблоков с общей мощностью 13835 МВт (табл. 1). Необходимо рассмотреть возможности продления сроков службы АЭС. В решении этих задач участвуют институты НАН Украины и НАЭК “Энергоатом” [2].

Рис.1. Выработка электроэнергии на АЭС

в мире от общего производства

3. Классификация реакторов

Развитие атомной энергетики началось в 50-60 годах прошлого столетия. Разрабатывались установки с различными теплоносителями (тяжелая или легкая вода, органические жидкости, жидкие металлы, газы или расплавленные соли) и разными видами топлива (235U, 238U/239Pu, 232Th/233U, оксиды, карбиды, металлические сплавы). На основе этих проектов были построены демонстрационные АЭС (Поколение I). Началом эры атомной энергетики можно считать декабрь 1942 года, когда  в США под руководством Э. Ферми был пущен первый реактор. В СССР первый реактор был пущен под руководством  И.В. Курчатова в декабре 1946 года в г. Москве. В июне 1954 года была пущена первая АЭС (5 МВт) в г. Обнинске.

Поколение II. Входят реакторы различных типов [3]. В зависимости от энергии спектра нейтронов они разделяются на быстрые, промежуточные и тепловые; по конструктивным особенностям - корпусные и канальные; по типу теплоносителя - водяные, тяжеловодные и натриевые; по типу замедлителя - водяные, графитовые и тяжеловодные (табл. 2).

Таблица 1 - Срок эксплуатации энергоблоков

Наименование АЭС

блока

Мощность, МВт

Пуск

 Ресурс

Запорожская

1

1000

10.12.84

2014

2

22.07.85

2015

3

10.12.86

2016

4

18.12.87

2017

5

14.08.89

2019

6

19.10.95

2025

Южно-Украинская

1

31.12.82

2012

2

06.01.85

2015

3

20.09.89

2019

Ровенская

1

420

22.12.80

2010

2

415

22.12.81

2011

3

1000

21.12.86

2016

4

16.10.04

2034

Хмельницкая

1

22.12.87

2017

2

08.08.04

2034

На данный момент электроэнергия на АЭС вырабатывается реакторами двух типов, разработки 1950-х годов. Это реакторы с водой под давлением (PWR) и кипящей водой (BWR). Канальные реакторы CANDU и РБМК позволяют производить перезагрузку без остановки. Если в качестве замедлителя используется графит или тяжелая вода, реактор можно эксплуатировать на природном уране, который имеет тот же изотопный состав, что и в урановой руде (0,8 % 235U, 99,2 % 238U'). В обогащенном уране доля делящегося изотопа (235U) увеличена до 3,5-5% [4]. Все ядерное топливо является керамическим оксидом урана UO2 с температурой плавления 2800оС. Топливные таблетки ( D - 1 см; H - 1,5 см), помещенные в трубку, образуют ТВЭЛ. Циркалой является сплавом на основе Zr, который не поглощает нейтроны. ТВЭЛЫ группируются в тепловыделяющие сборки (ТВС). Их длина составляет около - 3,5 м.

 

Таблица 2 - Разновидности реакторов

Тип реактора

Количество

ГВт

Топливо

PWR

  (США, Фран­ция,

Япония, Россия)

263

237

UO2

BWR

(США, Япо­ния,

Швеция)

92

81

UО2

с газовым ох­лаждением (Magnox & AGR)

Англия

26

11

Природный U

UО2

с тяжелой водой под давлением CANDU (PHWR)

Канада

38

19

Необагащенное

UO2

Легководный графито­вый (РБМК) Россия

17

13

UО2

на БН (FBR)

(Япония, Франция

Россия)

3

1

PuO2 и UO2

Всего

439

361

4. Реакторы с водой под давлением (PWR)

Более чем 230 таких реакторов используется в мире. Вода в них используется одновременно как теплоноситель и замедлитель. Особенностью конструкции явля­ется наличие двух контуров теплообмена. В первичном контуре вода под большим давлением прокачива­ется через активную зону, а во вторичном контуре образуется пар, вращающий турбину. В активной зоне реактора PWR вертикально устанавливаются ТВС (каждая содержит 200-300 ТВЭЛов). В большом реакторе помещается приблизительно 150-250 ТВС с 80-100 тоннами урана. Температура воды в активной зоне реактора достигает приблизительно 325°С. Чтобы избе­жать ее кипения, приходится создавать давление около 150 атмосфер. Давление поддерживается паром в ком­пенсаторе (рис. 2). В первичном контуре вода служит замедлителем, и если вследствие пе­регрева часть ее перейдет в пар, цепная реакция деления прекратится. Эффект отрицательной обратной связи является одним из элементов безопасности. Другая система безопасности, останавливающая при необходимости цепную реакцию деления, использует введение бора в теплоноситель первого конту­ра. Во втором контуре давление меньше, вода в теплообменниках закипает. Теплообменник является парогенератором. Пар заставляет вращаться турбину и электрогенератор, а затем конденсируется и возвращается в теплообменник [5].

Рис.2. Схема PWR

5. Реакторы с кипящей водой (BWR)

В реакторе BWR имеется толь­ко один контур теплоносителя, в котором вода циркулирует под давлением около 75 атмосфер (рис. 3), а при температуре 285°С вода закипает. 12-15% воды в верхней части активной зоны превращается в пар, что приводит к ухудшению замедления ней­тронов. Пар проходит через паровой сепаратор над активной зоной, а затем поступает к турбинам. Так как вода первого кон­тура всегда загрязнена радионуклидами, турбина должна быть защищена. Стоимость всего этого уравновешивает выгоды более простой конст­рукции BWR по сравнению с PWR. Радиоактивность связана с коротко живущими изотопа­ми. Основным изотопом является 16N (время полураспада - 7с). Так что в турбинный зал можно входить вскоре после остановки реактора. ТВС BWR содержит 90-100 ТВЭЛов. В реакторе размещается до 750 сборок с 140 тоннами урана. Дополнительная регулирующая система может ограничивать расход воды через активную зону, что сопровождается повышенным парообразованием, ухудшением процесса замедления нейтронов и снижением мощности.

1 - Стержень аварийной защиты; 2 - Управляющий стержень; 3 - Ядерное топливо; 4 - Биологическая защита; 5 - Выход пароводяной  смеси; 6 - Выход воды; 7 - Корпус

Рис. 3. Схема BWR

Покрывало тюлевое ритуальное смотри здесь.
Ядерные реакторы