Системы безопасности ядерных реакторов

 

 

6. Заключение:

 

В данной работе я достиг своей  главной цели. А на основе собранного материала могу сказать, что в настоящее время реактор типа ВВЭР является наиболее надежным и безопасным.

Но как бы мне не хотелось, я не смогу ограничиться только вопросом о системах безопасности ядерных реакторов. Одной из главных  проблем является выбор наиболее приемлемых условий для расположения будущей АЭС.

Кроме того, что город Северск  располагает необходимой инфраструктурой, он также обладает уникальным геологическим строением местности и приемлемыми климатическими условиями. Немаловажен уже накопленный опыт работы на АЭС (около 200 реактор лет, практически без серьезных аварий).

Из всего сказанного выше следует, что можно достичь максимальной безопасности АЭС, так как все необходимое для этого уже имеется.

 

7. Список литературы

 

1. Матвеев Л.В., Рудик А.П. «Почти все о ядерном реакторе»- Москва: «Энергоатомиздат», 1990 г.
2. Левин В. Е. Ядерная физика и ядерные реакторы. 4-е изд. — М.:

 Атомиздат, 1979 г.

3. И.Я.Емельянов и др. Научно-технические основы управления ядерными реакторами: Учебное пособие для вузов/ И.Я.Емельянов, А.И.Ефанов, Л.В.Константинов; Под общей редакцией академика Н.А.Доллежаля. – М.: Энергоатомиздат, 1981.
4. Петунин В. П. Теплоэнергетика ядерных установок М.: Атомиздат, 1960.
5. Б.А. Дементьев. Кинетика и регулирование ядерных реакторов.- М.:

Атомиздат, 1973 г.

6. В.Н. Мещеряков, Ф.П. Кошелев, Д.Г. Демянюк. Перспективные ядерные топливные циклы и реакторы нового поколения. Часть I. – Томск: ТПУ, 2002 г.
7. В.И. Бойко, Ф.П. Кошелев. Аргументы и проблемы атомной энергетики. Безопасность, экономика и экология ядерных технологий. Учебное пособие. – Томск: ТПУ, 2001г.
8. Сайт  http://atomas.ru.
9. Сайт  http://ruatom.ru.
10. Сайт http://www.spbaep.ru/security/passive.php.
11. Сайт http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=print&sid=74.

 

 

Приложение  № 1.

Классификация ядерных реакторов и их основные типы.

В зависимости от характерных  признаков реакторы можно классифицировать /2/ по назначению, энергетическому спектру нейтронов, виду замедлителя, по теплоносителю, конструкционному оформлению и др.

1. По назначению реакторы подразделяются на энергетические, исследовательские, транспортные, промышленные, многоцелевые. В зависимости от назначения на первый план выдвигаются те или иные требования, определяющие конструкционное оформление реактора, его характеристики и режим работы. Так, непременным условием для транспортных реакторов должны быть компактность и маневренность. Исследовательские реакторы, предназначенные для материаловедческих исследований, должны быть высокопоточными. Промышленные реакторы, предназначенные для наработки плутония, производства радиоактивных изотопов, опреснения морской воды, относятся, как правило, к классу низкотемпературных и работают в форсированном режиме. Требования к энергетическим реакторам определяются, прежде всего, экономичностью термодинамического цикла и в связи с этим - стремлением к повышению его параметров. Двух- и многоцелевые реакторы, например, для выработки электроэнергии и опреснения морской воды, должны сочетать в себе требования той и другой направленности.

2. По энергетическому спектру нейтронов различают реакторы на тепловых, быстрых и промежуточных нейтронах. Наиболее освоены в настоящее время реакторы на тепловых нейтронах. Они требуют наименьшей удельной загрузки ядерного топлива по делящемуся изотопу. С увеличением энергии нейтронов требуется более высокообогащенное топливо, вследствие чего, несмотря на более высокую удельную загрузку по делящемуся изотопу, критические размеры активной зоны уменьшаются и увеличивается ее удельная энергонапряженность. Эти качества присущи реакторам на быстрых нейтронах, которые в настоящее время находятся в стадии промышленного освоения. Перспектива развития этих реакторов определяется возможностью расширенного воспроизводства ядерного топлива благодаря высокому КВ (коэффициент воспроизводства), который может достигать в них значений, заметно превышающих единицу. Реакторы на промежуточных нейтронах используются только в специальных исследовательских установках.

3. По виду замедлителя реакторы на тепловых нейтронах различаются на легководные, тяжеловодные, графитовые. Наиболее компактны реакторы с обычной водой в качестве замедлителя. Графитовые реакторы в расчёте на единицу мощности имеют наибольшие размеры. Несколько меньшими размерами обладают тяжеловодные реакторы. Это обусловлено замедляющими свойствами замедлителя и связано с пробегом нейтронов при замедлении. Наилучшей замедляющей способностью обладает обычная  вода, наихудшей - графит. Примерно в обратном порядке можно расставить указанные замедлители в отношении коэффициента замедления, исключая  тяжёлую воду, обладающую наивысшим коэффициентом замедления. Именно в тяжеловодных реакторах можно получить критическую массу на природном уране с большим запасом реактивности. C заметно большими ограничениями можно сконструировать реактор на природном уране с графитовым замедлителем. При использовании легководного замедлителя требуется только обогащённый уран, так как вода не только хорошо замедляет нейтроны, но и заметно поглощает их. В качестве замедлителя можно использовать бериллий. Но из-за его высокой стоимости и токсичности он применяется только в специальных реакторах и чаще в качестве отражателя.

4. По теплоносителю реакторы классифицируются на водоохлаждаемые, газоохлаждаемые, жидкометаллические. Наиболее распространенный теплоноситель - обычная вода. Тяжелая вода из-за ее высокой стоимости используется редко и только в реакторах, в которых она может быть и замедлителем. Заметное распространение получил газовый теплоноситель. Это единственно возможный теплоноситель в высокотемпературных реакторах. Расплавленные металлы получили применение в реакторах на быстрых нейтронах.

5. По структуре активной зоны реакторы подразделяются на гетерогенные и гомогенные.  В гетерогенных реакторах  топливо, замедлитель и теплоноситель пространственно разделены. ТВС расположены в них обычно в виде правильной решётки. В гомогенных реакторах используется однородная смесь топлива, замедлителя и теплоносителя в виде раствора, тонкой взвеси или расплавов. Поэтому размножающие свойства таких реакторов одинаковы во всём объёме активной зоны. В гетерогенных реакторах вследствие неоднородности распределения материалов имеют место локальные неравномерности поля нейтронов. Практически все работающие в настоящее время реакторы относятся к гетерогенным.

6. По конструкционному исполнению реакторы подразделяются на корпусные и канальные. В корпусных реакторах давление теплоносителя несет корпус, в канальных - каждый отдельный канал. Это определяется возможностью непосредственного контакта теплоносителя и замедлителя. Там, где это невозможно, теплоноситель протекает в специальных каналах, в которых размещаются ТВС (тепловыделяющие сборки). Стенки каналов рассчитываются на полное давление теплоносителя и предотвращают контакт его с замедлителем.

7. Реакторы с водным теплоносителем различаются на кипящие и  с водой под давлением (без кипения). Это, прежде всего, относится к реакторам, охлаждаемым обычной водой, - как корпусным, так и канальным. Большинство корпусных реакторов - это реакторы с водой под давлением, канальные реакторы - преимущественно кипящие.

8. По топливу классификация реакторов весьма разнообразна: по обогащению (на природном и обогащенном уране), по агрегатному состоянию топлива (на металлическом природном уране, керамическом топливе, расплавах), по воспроизводящему материалу (с уран- плутониевым или ториевым циклом). Наибольшее распространение пока получили реакторы с твердым керамическим топливом и уран- плутониевым циклом.  

Параметры сравнения	ВВЭР	РБМК	Реактор на тяжелой воде
Тепловыделитель	4.5%-й обогащенный уран	2.8%-й обогащенный уран	2-3%-й обогащенный уран
Замедлитель и его  свойства	Легкая вода. Очень  хорошо замедляет нейтроны, очень сильно поглощает нейтроны. Очень дешева.	Графит. Хорошо замедляет  нейтроны, почти не поглощает нейтроны. Достаточно дешев.	Тяжелая вода. Очень хорошо замедляет нейтроны, почти не поглощает нейтроны. Очень дорога в производстве.
Особенности активной зоны, определяемые параметрами замедлителя	Тесное расположение тепловыделяющих элементов, необходимость повышенного обогащения урана	Достаточно редкое расположение тепловыделяющих элементов, возможность использования низкообогащенного урана или отработанного топлива ВВЭР	Достаточно редкое расположение тепловыделяющих элементов, возможность  использования низкообогащенного  урана или отработанного топлива ВВЭР
Количество контуров	Два	Один	Два
Теплоноситель	Легкая вода в обоих  контурах. Одновременно является замедлителем.	Легкая вода. Замедляющий  эффект незначителен.	Тяжелая вода в первом контуре, легкая вода во втором. Тяжелая  вода одновременно является замедлителем.
Регулирование	Раствор борной кислоты  в теплоносителе. Регулирующие стержни  из бороциркониевого сплава и оксида европия.	Регулирующие стержни  из бороциркониевого сплава и оксида европия.	Регулирующие стержни  из бороциркониевого сплава и оксида европия.
Перегрузки топлива	1 раз в 4-6 месяцев,  с полной остановкой реактора  и вскрытием его корпуса. Каждый  тепловыделяющий элемент переставляется  внутри реактора трижды до  его окончательного извлечения.	В процессе работы, с помощью  специальной перегрузочной машины, позволяющей перезагружать отдельные тепловыделяющие элементы. Каждый тепловыделяющий элемент переставляется внутри реактора несколько раз до его окончательного извлечения.	Раз в несколько месяцев, с полной остановкой реактора.
Наружный отражатель	Наружный металлический корпус.	Графитовая кладка толщиной 65 см. Наружный корпус не обязателен, но желателен по соображениям безопасности	Наружный металлический корпус.

Приложение  № 2

 

Табл. 2. Параметры этих реакторов ВВЭР, РБМК, CANDU 
Приложение № 3.

 

Рис.1 Схема реактора ВВЭР

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 Рис.2. Строение  активной зоны реактора ВВЭР 

Рис.3. Схема реактора РБМК

 

 

 

 

Рис.4. Активная зона реактора РБМК

 

 

 

 

 

 

Рис.4. Активная зона реактора РБМК

 

 

Рис.5. Схема реактора CANDU

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Рис.6. Схема реактора РБН

 
Приложение № 4.

Реактор с шаровой  засыпкой.

В реакторе с шаровой  засыпкой активная зона имеет форму шара, в который засыпаны тепловыделяющие элементы, также шарообразные. Каждый элемент представляет из себя графитовую сферу, в которую вкраплены частицы оксида урана. Через реактор прокачивается газ - чаще всего используется углекислота СО₂. Газ подается в активную зону под давлением и впоследствии поступает на теплообменник. Регулирование реактора осуществляется стержнями из поглотителя, вставляемыми в активную зону.

Рис.7. Схема реактора с шаровой засыпкой.

 

Экстренное глушение реактора осуществляется путем выстреливания в активную зону клина из поглотителя (рядом с реактором устраивают некое подобие короткой пушки, которая в экстраординарной ситуации выстреливает в реактор через его корпус клинообразный кусок поглотителя, при этом реактор сразу останавливается). Реактор с шаровой засыпкой выгодно отличается тем, что в нем принципиально не может произойти взрыв гремучего газа, и в случае разгона реактора самым неприятным последствием будет лишь расплавление тепловыделяющих элементов и невозможность дальнейшей эксплуатации реактора. Взрыва такого реактора при его разгоне произойти не может в принципе. С другой стороны, в случае попадания воды в активную зону (например, из второго контура в случае прорыва трубы в теплообменнике) разрушение реактора и выброс радиоактивного газа-теплоносителя неизбежно.

Реакторы с шаровой  засыпкой в незначительном количестве строились в Восточной Европе и Америке. 
Приложение № 5.

 

Рис.8. Кассета АРК реактора ВВЭР

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Рис.10. ТВС АР реактора БН-350

 

 

Рис.11. Компенсирующий стержень реактора БН-350

 

Приложение № 6.

 

ВВЭР-440

 

Высота цилиндрической активной части 2, 46 м., а ее диаметр 2,88 м. В этой активной части размещено 41,5 т. Ядерного топлива (уран с начальным  обогащением 3,35 %), распределенного по 276 кассетам с 126 тепловыделяющими элементами (твэл) каждая. Материалом защитной оболочки твэлов является сплав циркония с 1% ниобия.

Давление и температура  теплоносителя (воды) в первом контуре  составляет 12,67 МПа и 268⁰С или 296⁰С (на входе или выходе корпуса реактора) и являются немного ниже соответствующих параметров западных реакторов с водой под давлением или реактора ВВЭР-1000. В первый контур входят  шесть циркуляционных петель, состоящих из главного циркуляционного насоса, горизонтального парогенератора и двух главных запорных задвижек. (Первый контур ВВЭР-70 состоит из трех, ВВЭР-210 из шести, а ВВЭР-365 из восьми циркуляционных петель. На ВВЭР-1000 предусмотрены, как на большинстве водо-водяных реакторах под давлением ФРГ, четыре циркуляционные петли).Материал корпуса реактора – сталь 15X2МФА. К первому контуру относится – как у всех водо-водяных реакторах под давлением – компенсатор объема емкостью 38 м³.

Длина парогенераторов  реактора ВВЭР-440 – 11,95 м, внутренний диаметр  – 3,21 м. В каждом парогенераторе 5146 подогревательных трубок. Наружный диаметр твела – 16 мм, толщина – 1,4 мм. Давление пара на выходе из парогенератора – 4,76 МПа, что является также ниже, чем к реакторов нового поколения. К каждому ВВЭР-440 подключены два турбогенератора мощностью 210 МВт каждый.

 

Приложение № 7.

 

Проект ВПБЭР-600.

Основные  проектные решения

 

Развитие концепции реакторов с интегральной компоновкой оборудования продиктовано созданием энергетического водо-водяного реактора принципиально более высокого уровня безопасности по сравнению с имеющимися петлевыми типа PWR.. решение этой задачи началось с создания реакторной установки для атомных станций теплоснабжения, которые могли бы размещаться в непосредственной близости от крупных городов. Принципиальной особенностью интегральной компоновки является размещение основного оборудования первого контура в одном корпусе. К достоинствам такого реактора относятся следующие характеристики:

• Локализация первого контура, а следовательно, и радиоактивных продуктов в одном корпусе;
• Максимально возможное упрощение тракта гидравлической циркуляции первого контура, что способствует развитию естественной циркуляции и ее использованию при аварийных и рабочих режимах;
• Исключение трубопроводов первого контура большого диаметра, размещение вспомогательных труб только в верхней части корпуса реактора и как следствие исключение классов аварий больших и средних течей;
• Сохранение активной зоны под уровнем воды при любой разгерметизации за счет соответствующего выбора объема страховочного корпуса;
• Снижение флюенса нейтронов до уровня, при котором снимается вопрос о радиационном охрупчивании материала корпуса за время эксплуатации (при этом отпадает необходимость использования образцов-свидетелей);
• Исключение попадания холодного теплоносителя на корпус реактора в связи с отсутствием мощных систем САОЗ, характерных для PWR;
• Аварийное расхолаживание реактора более простыми средствами, эффективное использование парогенератора (теплообменника);
• Возможность реализации теплоотводного принципа защиты первого контура от недопустимого в соответствии с нормативными требованиями роста давления;
• Большая тепловая инерционность, обусловленная значительным запасом воды над активной зоной, по сравнению с традиционными реакторами;
• Высокий уровень заводской готовности реакторной установки при поставке на строительную площадку;
• Значительное снижение объема наиболее ответственных монтажных работ на строительной площадке;
• Возможность существенного сокращения сроков строительства АС;
• Упрощение технологии снятия с эксплуатации АС с сохранением возможности повторного использования реакторного здания;
• Наличие условий для экономии финансовых средств при сооружении АС и снятии с эксплуатации.