Системы безопасности ядерных реакторов

Международный конкурс  научно-образовательных

проектов "Энергия  будущего"

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Системы безопасности ядерных реакторов.

 

 

 

 

 

 

Автор – Мачалов Олег Николаевич

ученик 10 А класса МОУ "СОШ №196"

 

Руководитель – Кербель Борис Моисеевич

доктор технических наук, профессор, первый проректор СГТА,

тел: (3823) 78-02-03

                          

Консультант – Компаниец Анатолий Григорьевич

начальник смены, ПТО отдел ФГУП «СХК».

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Томская область,

ЗАТО Северск 2008 г.

 

Аннотация.

 

Огромная энергоемкость ядерного топлива диалектически связана с концентрированной опасностью. Поэтому решение проблемы обеспечения безопасности, направленное на исключение неконтролируемого развития ядерных реакций и распространения радиации, с самых первых шагов использования атомной энергии в энергетических установках было предметом особого внимания

Подходы и решения  в обеспечении безопасности атомной  энергетики на первом этапе ее становления  естественным образом опирались  на опыт, полученный при создании промышленных реакторов, начиная с первой цепной реакции деления, осуществленной И.В.Курчатовым на реакторе Ф-1.

Накапливаемый опыт эксплуатации показал, что даже самые высокие  требования к качеству не способны исключить аварийные ситуации, и  способствовал формированию подхода к ядерному энерговырабатывающему объекту как к объекту повышенной опасности, требующему применения специальных мер и систем обеспечения безопасности.

Живя в городе, где  планируется строительство атомной  электростанции, возникает вопрос: «Насколько безопасной будет АЭС, строящаяся в Северске?»

В предлагаемой работе рассматриваются конструкционные особенности, системы управления и защиты, виды теплоносителей и другие системы безопасности  современных ядерных реакторов.  На основе полученного материала будет детально рассмотрена наиболее безопасная АЭС.

 

 

Содержание:

Введение……………………………………………………………………………...	4
Цели и задачи………………………………………………………………………..	4
I часть.
1. Классификация  ядерных реакторов и их основные  типы............................	4
2. Основные  типы энергетических реакторов………………………………….	4
3. Устройство  различных типов ядерных реакторов………………………….	6
3.1. ВВЭР………………………………………………………………………	6
3.2. РБМК………………………………………………………………………	7
3.3. ВВЭР и РБМК: сравнительные характеристики………………………..	8
3.4. Реактор на тяжелой воде…………………………………………………	9
3.5. Реактор на быстрых нейтронах………………………………………….	10
3.6. Реактор с шаровой засыпкой……………………………………………..	10
3.7. Сравнение…………………………………………………………………	11
4. Рассмотрение  системы управления и защиты (СУЗ) энергетических реакторов
4.1. Система управления и защиты в реакторе ВВЭР………………………	11
4.2. Система управления и защиты в реакторе РБМК………………………	12
4.3. СУЗ реактора CANDU……………………………………………………	13
4.4. СУЗ реактора БН-350…………………………………………………….	13
4.5. Тепловыделяющая сборка под стержень АР……………………………	13
4.6. Компенсирующий стержень…………………………………………….	13
4.7. Стержень-температурный компенсатор………………………………...	14
4.8.Стержень аварийной защиты…………………………………………….	14
5. Выводы……………………………………………………………………………	14
II часть. Реактор типа ВВЭР
Характеристика реактора ВВЭР – 440………………………………………..	15
2. Характеристики реакторов
2.1. ВВЭР – 640 (В - 407)……………………………………………………..	19
2.2. ВВЭР – 1000 (В - 392)…………………………………………………….	21
2.3. ВВЭР – 1500………………………………………………………………	22
2.4. ВПБР – 600………………………………………………………………...	22
3. Системы безопасности…………………………………………………………..	22
4. Барьеры безопасности………………………………………………………......	23
5. Выводы…………………………………………………………………………….	23
6. Заключение……………………………………………………………………….	24
7. Список литературы……………………………………………………………...	24

 

 

Введение.

 

Насколько опасны энергетические объекты с ядерными реакторами? Этим вопросом особенно часто стали задаваться в последнее время, в частности после аварий на атомных электростанциях Три-Майл-Айленд и Чернобыльской АЭС. И если опасность все же имеется, то каким образом можно уменьшить возможную вероятность аварии? И где же причина того или иного фактора опасности? Ответу на эти вопросы и посвящена данная работа.

В данном докладе будут  освещены основные вопросы устройства и работы атомных электростанций и ядерных реакторов, проведена сравнительная характеристика различных типов ядерных реакторов, разъяснены причины их опасности. 

 

 Цели и задачи.

Рассмотреть системы безопасности ядерных реакторов различных типов, а также детально изучить наиболее безопасный ядерный реактор.

 

Задачи:

- Познакомиться с литературой  по данной тематике.

- На основе полученного материала определить наиболее безопасный тип ядерного реактора.

- Как можно глубже изучить наиболее безопасный реактор.

- Доступно, интересно  и оригинально донести собранную  информацию до общественности.

 

 

I часть.

 

1. Классификация ядерных реакторов и их основные типы.

(см. Приложение № 1).

 

2. Основные типы энергетических реакторов.

Как видно из вышеперечисленного, ядерные реакторы существенно различаются между собой в зависимости от назначения и других признаков. Принципиально возможны многочисленные типы ядерных реакторов. Однако практически целесообразных конструкций оказывается не так много. Ниже приведены возможные сочетания для ядерных энергетических реакторов двух основных компонентов - замедлителя и теплоносителя. В таблице 1 знаком «+» отмечены целесообразные сочетания (это уже работающие реакторы или существующие реальные проекты)

 

 

 

Таблица 1. Сочетания замедлителя и теплоносителя в ядерных реакторах, /2/

Замедлитель	Теплоноситель
	H2O	Газ	D2O	Жидкий металл
H2O	+	-	-	-
Графит	+	+	-	-
D2O	+	+	+	-
Отсутствует	-	+	-	+

 

Как видно, в легководных реакторах целесообразно использовать в качестве теплоносителя только обычную воду. Все остальные теплоносители для использования в энергетических реакторах явно нецелесообразны. Газовый теплоноситель уступает воде по теплосъему, а его применение усложняет конструкцию и компоновку активной зоны реактора. Тяжелая вода по стоимости значительно дороже обычной, а по теплофизическим свойствам близка к ней. Из жидких металлов в качестве теплоносителя практически используется только расплавленный натрий. Сочетание его с водным замедлителем исключено. Таким образом, в легководных реакторах с обычной водой в качестве замедлителя и теплоносителя служит вода. Это хорошо известные водо-водяные реакторы на тепловых нейтронах корпусного типа с водой под давлением или кипящие.

В графитовых реакторах теплоносителем служит обычная вода или газ, а замедлителем - графит. Графитовые реакторы с водным теплоносителем (графитоводные) изготовляются только канального типа, так как контакт воды с графитовой кладкой должен быть исключен. Графитогазовые реакторы- реакторы корпусного типа. Тяжелая вода и расплавленные металлы в качестве теплоносителя в этих реакторах применять нецелесообразно.

В тяжеловодных реакторах конкурентоспособны уже три вида теплоносителя.                          

Как видно из таблицы 1, разнообразие таких реакторов сравнительно велико. В зависимости от вида теплоносителя тяжеловодные реакторы, так же как и графитовые, могут быть канального или корпусного типа.  Наибольшее распространение получил пока канальный вариант, даже если в качестве теплоносителя используется тяжёлая вода.

В тяжеловодных реакторах  весьма перспективны в качестве теплоносителя  органические жидкости. Преимущество их заключается в том, что они  не требуют высокого давления. По сравнению  с использованием водного теплоносителя  применение органических жидкостей существенно позволяет упростить схему подвода и отвода коммуникаций теплоносителя, уменьшить толщину стенок каналов в пределах активной зоны, что благоприятно сказывается на балансе нейтронов. Однако использование органических жидкостей в энергетических реакторах осложняется тем, что они разлагаются под действием излучения и повышения температур. Эта проблема пока остаётся не решённой до конца.

В реакторах  на быстрых нейтронах (без замедлителя) в качестве теплоносителя используются пока только расплавленные металлы, а практически - только натрий. Натриевый теплоноситель обеспечивает высокий удельный теплосъём, не требует высокого давления и вполне удовлетворителен по нейтронно-физическим характеристикам. Однако его использование сопряжено с определенными трудностями, поэтому ведутся работы по выяснению возможности использования других теплоносителей, и, прежде всего, газового. По сравнению с натриевым теплоносителем газ обеспечивает меньший теплосъём, что неизбежно приводит к необходимости высокого давления в контуре и ограничивает использование газового теплоносителя. Однако в этом направлении ведутся интенсивные работы. В качестве возможного теплоносителя в реакторах на быстрых нейтронах рассматривается водяной пар.

• Из энергетических реакторов перечисленных типов наиболее распространены водно-водяные, вслед за ними идут графитовые, затем тяжеловодные и, наконец, реакторы на быстрых нейтронах. Все эти реакторы относятся к гетерогенному типу.
• Обыкновенная вода нейтроны замедляет очень хорошо, но сильно их поглощает. Поэтому для нормального протекания цепной реакции при использовании в качестве замедлителя обыкновенной легкой воды необходимо использовать уран с высокой долей делящегося изотопа - урана-235 (обогащенный уран). Обогащенный уран производят по достаточно сложной и трудоемкой технологии на горнообогатительных комбинатах, при этом образуются токсичные и радиоактивные отходы.
• Графит хорошо замедляет нейтроны и плохо их поглощает. Поэтому при использовании графита в качестве замедлителя можно использовать менее обогащенный уран, чем при применении легкой воды.
• Тяжелая вода очень хорошо замедляет нейтроны и плохо их поглощает. Поэтому при использовании тяжелой воды в качестве замедлителя можно применять менее обогащенный уран, чем при использовании легкой воды. Но производство тяжелой воды очень трудоемко и экологически опасно.

3. Устройство различных типов ядерных реакторов.

В настоящее время  в мире существует пять типов энергетических ядерных реакторов. Это реактор ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический реактор), РБМК (Реактор Большой Мощности Канальный), реактор на тяжелой воде, реактор с шаровой засыпкой и газовым контуром, реактор на быстрых нейтронах. У каждого типа реактора есть особенности конструкции, отличающие его от других, хотя, безусловно, отдельные элементы конструкции могут заимствоваться из других типов. ВВЭР строились в основном на территории бывшего СССР и в Восточной Европе, реакторов типа РБМК много в России, странах Западной Европы и Юго-Восточной Азии, реакторы на тяжелой воде в основном строились в Америке. Параметры этих реакторов лучше всего представить в виде таблицы (см. Приложение № 2. таблица 2).

3.1. ВВЭР

 (см. Приложение 3. рис. 1).

Как видно из схемы, он имеет два контура. Первый контур, реакторный, полностью изолирован от второго, что уменьшает радиоактивные  выбросы в атмосферу. Циркуляционные насосы (насос первого контура  на схеме не показан) прокачивают  воду через реактор и теплообменник (питание циркуляционных насосов происходит от турбины). Вода реакторного контура находится под повышенным давлением, так что несмотря на ее высокую температуру (293 градуса - на выходе, 267 - на входе в реактор) ее закипания не происходит. Вода второго контура находится под обычным давлением, так что в теплообменнике она превращается в пар. В теплообменнике-парогенераторе теплоноситель, циркулирующий по первому контуру, отдает тепло воде второго контура. Пар, генерируемый в парогенераторе, по главным паропроводам второго контура поступает на турбины и отдает часть своей энергии на вращение турбины, после чего поступает в конденсатор. Конденсатор, охлаждаемый водой циркуляционного контура (так сказать, третий контур), обеспечивает сбор и конденсацию отработавшего пара. Конденсат, пройдя систему подогревателей, подается снова в теплообменник.

В качестве топлива используется обогащенный до 4.5% уран. Строение активной зоны реактора ВВЭР показано на рис.2 (см. Приложение № 3. рис. 2). Она имеет прочный наружный стальной корпус, который может в случае непредвиденных обстоятельств локализовать возможную аварию. Корпус полностью заполнен водой под высоким давлением. В середине активной зоны расположены ТВС с шагом в 20-25 см. Некоторые ТВС дополнены сверху поглотителем из бороциркониевого сплава и нитрида бора и способны находится в активной зоне или бороциркониевой частью, или урановой - таким образом осуществляется регулирование цепной реакции. Вода подается в реактор снизу под давлением. Сверху реактор закрыт стальной крышкой, герметизирующей его корпус и являющейся биозащитой.

3.2. РБМК

РБМК построен по несколько  другому принципу, чем ВВЭР. Прежде всего, в его активной зоне происходит кипение - из реактора поступает пароводная смесь, которая, проходя через сепараторы, делится на воду, возвращающуюся на вход реактора, и пар, который идет непосредственно на турбину. Электричество, вырабатываемое турбиной, тратится, как и в реакторе ВВЭР, на работу циркуляционных насосов. (см. Приложение № 3. рис.3.)

Основные технические  характеристики РБМК следующие. Активная зона реактора — вертикальный цилиндр диаметром 11.8 метров и высотой 7 метров (см. Приложение № 3. рис.4.). По периферии активной зоны, а также сверху и снизу расположен боковой отражатель - сплошная графитовая кладка толщиной 0.65 метра. Собственно активная зона собрана из графитовых шестигранных колонн (всего их 2488), собранных из блоков сечением 250х250мм. По центру каждого блока сквозь всю колонну проходят сквозные отверстия диаметром 114мм для размещения технологических каналов и стержней СУЗ.

Общее число технологических каналов в активной зоне 1693. Внутри большинства технологических каналов находятся тепловыделяющие кассеты, имеющие довольно сложную структуру. Кассета состоит из двух последовательно соединенных тепловыделяющих сборок (ТВС), длина каждой из которых 3,5м. ТВС содержит 18 стержневых твэлов — трубок наружным диаметром 13,5мм с толщиной стенки 0,9 мм, заполненных таблетками диаметром 11,5мм из двуокиси урана (UO₂), крепежные детали из сплава циркония и несущий стержень из оксида ниобия. Стенки кассеты плотно фиксированы к графитовой кладке, а внутри кассет циркулирует вода. В остальных каналах расположены стержни системы управления защитой, которые состоят из поглотителя - бороциркониевого сплава. Некоторые каналы полностью изолированы от теплоносителя, и в них расположены датчики радиации.

3.3. ВВЭР и РБМК: сравнительные характеристики.