Характеристики реакторов серии РБМК

⇐ ПредыдущаяСтр 4 из 9Следующая ⇒

№ п/п	Параметр	РБМК-1000	РБМК-1500
1	Электрическая мощность, МВт	1000	1500
2	Тепловая мощность, МВт	3200	4800
3	Паропроизводительность, т/ч	5800	8800
4	Параметры пара перед турбиной: давление, МПа температура, ⁰С	6,5 280	6,5 280
5	Размеры: высота, м диаметр, м	7 11,8	7 11,8
6	Загрузка урана, т	192	189
7	Обогащение урана, %	2	2
8	Кампания от загрузки до выгрузки, сутки	730	730
9	Число каналов	1693	1609

В каждом топливном канале помещается до 36 твэл с длиной тепловыделяющей части до 3,5 метров. В нижней и верхней частях активной зоны ЯР помещены коллекторы для подвода и отвода теплоносителя. В толще графита имеются также каналы с направляющими трубками для стержней-поглотителей и один канал для прибора, осуществляющего измерение количества выделяемой энергии. Стержни поглотители системы управления и защиты (СУЗ) обеспечивают быстрое прекращение ядерной реакции деления. Для этого их быстро опускают в активную зону.

Рис.3.40. Схематический разрез реактора РБМК

Водо-водяные реакторы (ВВЭР). В качестве теплоносителя и замедлителя используется обессоленная вода под давлением. Данный тип ЯР обладает высокими технико - экономическими показателями, безопасен в эксплуатации. Реактор представляет вертикальный сосуд, состоящий из стального цилиндрического корпуса и съемного верхнего блока (рис. 3.41). В корпусе размещаются топливные сборки с пучками топливных элементов, образующих активную зону, и защитные трубы для стержней-поглотителей, которые размещаются над активной зоной.

Рис.3.41. Схема реактора типа ВВЭР

Корпус ЯР устанавливается в бетонной шахте. Верхний блок служит для размещения приводов и других устройств управления. При помощи приводов стержни-поглотители, находящиеся в блоке защитных труб, могут быть введены в каждую ТВС активной зоны. Реакторы ВВЭР установлены на Нововоронежской и Калининской АЭС.

Характеристики реактора ВВЭР приведены в табл. 3.4.

Таблица 3.4

Характеристики реакторов типа ВВЭР

№ п/п	Показатель	ВВЭР-440	ВВЭР-1000
1	Электрическая мощность, МВт	2х220	2х500
2	КПД, проценты	32	33
3	Давление пара перед турбиной, МПа	4,4	6
4	Давление воды в первом контуре, МПа	12,5	16
5	Температура воды на входе в реактор, ⁰С	269	289
6	Средний подогрев воды в реакторе, ⁰С	31	35
7	Активная зона: диаметр, м высота, м	2,88 2,5	3,5 3,5
8	Число топливных кассет	349	150
9	Диаметр твэла, см	9,1	9,1
10	Число стержней в кассете	126	131

Недостатки ВВЭР: 1) используют только потенциальную энергию изотопа ²³⁵U; 2) невысокие параметры пара - 6 МПа и 300 (450) °С, что снижает термодинамические качества АЭС.

Реакторы па быстрых нейтронах (БН). Реакторы серии БН позволяют вовлечь в топливный цикл не только ²³⁵U; но и весь естественный уран, т.е. ²³⁸U , а также торий (²³²Th). При попадании быстрых нейтронов в ядро ²³⁸U осуществляется несколько ядерных реакций, в результате которых образуется новое делящееся вещество - плутоний (²³⁹Рu).

Реакторы БН строятся так, чтобы изъять всевозможные замедлители нейтронов. В качестве теплоносителя используется жидкий металл (натрий). Активная зона состоит из ТВС со стержнями обогащенного урана. Она окружается экраном из стержней с воспроизводящимся материалом (²³⁸U или ²³²Th). Цепная реакция происходит в активной зоне.

Процесс деления и воспроизводства ядерного топлива происходит в твэл, которые в виде кассет находятся в активной зоне реактора и являются его конструктивным элементом.

На рис. 3.42 приведена структурная схема реактора - размножителя на быстрых нейтронах. В результате реакции деления в ядерном горючем ²³⁹Pu образуются быстрые нейтроны, ее продукты деления выделяют в топливных элементах теплоту. Затем теплота поглощается теплоносителем и используется для производства пара. В защитном слое из воспроизводящего материала ²³⁸U быстрые нейтроны образуют новое ядерное горючее. Выделение плутония из защитного слоя осуществляется химическим путем.

Рис. 3.42. Схема потока вещества и энергии в реакторе - размножителе

на быстрых нейтронах:

1 - обогащение урановой руды; 2 - делящийся материал; 3 - ядерное топливное сырье;

4 - восстановление делящегося материала; 5 - продукты радиоактивного распада;

6 - полезная работа; 7 - конденсатор; РБН – реактор - размножитель на быстрых нейтронах;

БН - быстрые нейтроны; СБТ - сбросная теплота; Т – теплоноситель

Регулирование процесса производится вводом урановых стержней в активную зону. При делении одного ядра высвобождается 2,5÷2,9 нейтрона. Один из этих нейтронов производит новое деление, а оставшиеся 1,5÷1,9 выходят за пределы активной зоны и поглощаются в оболочке, состоящей из стержней U (или Th). В оболочке идет образование искусственного ядерного горючего - плутония (или ²³³U). «Сжигая» 1 кг ²³⁹Рu, реактор БН дает дополнительно 0,4...0,7 кг ²³⁹Рu , который может служить новым ядерным топливом. Таким образом, реакторы БН являются наработчиками ядерного горючего с коэффициентом воспроизведения до 1,4..1,7. АЭС с реакторами на тепловых и быстрых нейтронах может выдавать энергию почти без поступления извне исходного горючего (²³⁵U).

Ядерный реактор на БН установлен на Белоярской АЭС.

В реакторе на БН в качестве теплоносителя нельзя применять воду, поскольку замедление нейтронов в данном случае нежелательно. Использование в качестве теплоносителя жидкого натрия позволяет увеличить термический КПД АЭС с 30 до 40%. Реакторы - размножители на быстрых нейтронах могут найти широкое распространение, поскольку их внедрение обеспечит многократное увеличение запасов урана.

Характеристики реакторов типа БН приведены в табл. 3.5.

Таблица 3.5

Дата добавления: 2018-04-04; просмотров: 471; Мы поможем в написании вашей работы!

Поделиться с друзьями:

⇐ Предыдущая 1 2 345 6 7 8 9 Следующая ⇒

Мы поможем в написании ваших работ!