2. Особливості технологічного процесу

Якщо атоми урану бомбардувати нейтронами, то з кожного ядра утвориться

по два осколки і кілька нейтронів. Нейтрони, вдаряючись об інші ядра, спричиняють ланцюгову реакцію поділу нових ядер. Під час поділу ядер енергія зв’язку переходить у кінетичну енергію осколків і виділяється у вигляді теплоти, коли осколки гальмуються в речовинах. Цю вміло зібрану теплоту використовують для нагрівання води й утворення водяної пари, яка приводить в рух турбіну.

Таким чином, для функціонування АЕС потрібно мати:

паливо (уран, плутоній);

сповільнювач нейтронів (легка або важка вода, графіт, берилій);

теплоносій для відведення теплоти;

конструкційні матеріали;

органи регулювання ланцюгової реакції (рухомі стрижні з матеріалу, який поглинає нейтрони);

систему захисту від випромінювання;

систему циркуляції теплоносіїв і перетворення енергії.

Ядерний реактор (ЯР) – основний апарат в якому здійснюється поділ важких ядер урану з виділенням великої енергії. Основна частина ЯР – активна зона, де знаходяться ядерне паливо та сповільнювач.

У більшості країн світу експлуатуються переважно енергетичні реактори на теплових нейтронах зі слабозбагаченим або природнім ураном, водо-водяного (ВВЕР) типу, у яких вода є і теплоносієм і сповільнювачем.

Взагалі існує класифікація реакторів за:

-призначенням (енергетичні, експериментальні);

-за розміщенням палива та сповільнювача (гомогенні, гетерогенні);

-за ядерно-фізичними процесами (ЯР на теплових нейтронах, ЯР на швидких нейтронах);

-за видом теплоносія (з водяним (ВВЕР), графіто-водяний(ГВР), важководний (ВВР), графіто-газовий (ГГР);

-за конструктивними ознаками (корпусні – тиск теплоносія витримується корпусом ЯР, канальні – тиск теплоносія витримується стінками ТВЗ, басейнові- експериментальні, тобто активна зона знаходиться в баку з водою).

На сьогодні в світі розроблено 10 основних типів енергетичних реакторів. В США, наприклад, основними є АЕС з водоводяними реакторами з водою під тиском та киплячі реактори, в Канаді – АЕС з важководними реакторами і т.д. У СРСР для АЕС першого покоління будувалися уран-графітові реактори канального типу, до яких відноситься і широко сумновідомий тепер РВПК (РБМК), а пізніше – вдосконалені водо-водяні реактори з водою під тиском.

Реактори типу РВПК діють на Ленінградській, Курській, Смоленській та Ігналійській АЕС. За даними на початок 1995 р. тільки в Росії діяло 15енергоблоків з реактором цього типу, планувалося побудувати ще один.

Вибір цього типу реакторів фахівці пояснюють простотою і технологічною доступністю. Для цього реактора можна було використовувати менш збагачене паливо, можна було не зупиняючи реактор, перезавантажувати ТВЗ, він не має важкого корпусу (на інших реакторах сталеві вироби досягають маси до 200-500 тон). Але гонитва за економічною вигідністю мала і зворотній бік.

Недоліками були: відсутність єдиного корпусу – відсутність додаткової перешкоди на шляху викиду радіонуклідів при аварії; активна зона РВПК має величезні розміри: її діаметр становить 12 м, висота – 7 м, експлуатаційні викиди радіоактивних благородних газів у РВПК мало не в 40 разів більші, ніж ВВЕР.

В ядерному реакторі майже вся енергія, що звільнюється при діленні ядер, перетворюється в теплову енергію, а потім в електричну. В якості ядерного палива для АЕС використовують ізотопи, що діляться: уран-235, уран-233, плутоній-239.

Ядерний реактор складається з декількох зон. В активній зоні здійснюється поділ ядер урану. Відбір теплоти, що виділяється при поділу, здійснюється шляхом циркуляції теплоносія через активну зону.

Зміна кількості поділу в активній зоні (а отже, потужності реактора) здійснюється за допомогою стрижнів регулювання системи управління та захисту реактора.

Ядерне паливо завантажується у виді тепловиділяючих елементів (твелів).

Діаметр твела — 9,1 мм.

Діаметр паливних таблеток — 7,53 мм.

Маса завантаження двоокису урану у твели — 1565 г.

Твели поєднуються в тепловиділяючі зборки (ТВЗ) касетного типу, що містять 317 твелів і 12 направляючих стрижнів регулювання.

Кількість ТВЗ в активній зоні — 163, з них з регулюючими стрижнями — 61.

Конструктивно реактор ВВЕР являє собою вертикальну циліндричну судину з кришкою. Усередині корпуса реактора в спеціальній циліндричній шахті установлюється виймальний кошик з активною зоною — з висотою 2,5 м і діаметром 3,0 м. Активна зона набирається з ТВЗ і касет, системи захисту і керування. Наприклад, на ХАЕС реактор тепловою потужністю 3000 МВт має масу 320 т, діаметр корпусу 4,57 м, висота корпусу 10,9 м. Активна зона реактора, касети з ТВЕЛами – 163 шт., кількість твелів в робочій касеті 312 шт., діаметр ТВЕЛа – 9,1 мм, завантаження палива 74,2 т.

Заміна касет, що вигоріли здійснюється на зупиненому та розкритому реакторі. Щорічно здійснюється вивантаження приблизно 1/3 робочих касет та довантаження такої ж кількості палива. Вилучення відпрацьованих касет з реактора здійснюється під водою спеціальною розвантажувальною машиною з дистанційним керуванням.

Тепло, що виділяється твелами, відводиться безупинно циркулюючим теплоносієм (вода, важка вода, натрій).

Декілька слів про теплоносії: Природня вода попередньо деаерується (очищення, видалення газів). Недолік – низька температура кипіння та поглинання теплових нейтронів.

Важка вода мало відрізняється за властивостями від звичайної води, але не поглинає нейтрони. Недолік – висока вартість.

Натрій – хороший теплоносій, не реагує з металами до 600 – 900⁰ С.

На АЕС з реакторами типу ВВЕР-1000, на відміну від станцій з “чорнобильськими” реакторами типу РВПК (реактор великої потужності канальний, одноконтурна схема), використання теплоти активної зони здійснюється по 2-х контурній схемі.

Перший контур — радіоактивний, теплоносієм та уповільнювачем тут є знесолена вода під тиском. Перший контур включає в себе ядерний реактор, чотири петлі циркуляції теплоносія з головними циркуляційними насосами, компенсатор об’єму, парогенератори. Ядерний реактор типу ВВЕР охолоджується теплоносієм першого контуру. Теплоносій прокачується через активну зону реактора головними циркуляційними насосами, де віддає в парогенераторах тепло воді другого контуру.

Трубопроводи, парогенератори, насоси (ГЦН) – виконані з аустенітної сталі, фільтри першого контуру, компенсатори тиску та ємності системи аварійного охолодження реактора виконані з легованої сталі.

Принципова схема відведення тепла в активній зоні АЕС показана на рис.

Другий контур — нерадіоактивний, призначений для одержання насиченої пари, подачі її на турбіну та одержання електроенергії, — складається з паровиробляючої частини парогенераторів, турбіни з генератором і допоміжного устаткування машинного відділення. У схему другого контуру включена бойлерна установка продуктивністю 840 ГДж/год для опалення будинків промплощадки і житлового селища АЕС.

Обидва контури ізольовані один від одного, що дозволяє запобігти переходу радіоактивних речовин з першого в другий.

Але двоконтурна система також має недоліки, особливо, якщо теплоносієм є натрій. Недоліком двоконтурної системи відведення теплоти від зони реакції є близьке “сусідство” теплоносіїв – натрію і води – у разі руйнування другого контуру. Вода і натрій взаємодіють з виділенням водню та великої кількоситі теплоти. Аварійна зупинка контура неминуча.

У наш час у деяких країнах Світу вже працюють АЕС з реакторами на

швидких нейтронах (РШН).

Паливом у них є уран – 238. Традиційно теплоту від реактора на ШН відбирають за допомогою 3- х циркуляційних систем (3-х контурів); перша та друга системи наповнені натрієм, третя – водою. Другий контур упроваджено для підвищення надійності та безпеки реактора, гарантування його роботи навіть у разі неполадок у парогенераторі. Парогенератор складається з 20 тис. трубок, усередині яких під тиском циркулює вода (перегріта пара); назустріч воді між трубами тече розплавлений натрій, який через стінки трубок віддає свою теплоту воді. Вода, нагріваючись, перетворюється на пару, яку спрямовують у турбіну. Порушення герметичності хоча б в одній із трубок спричиняє вихід води з контуру та взаємодію її з натрієм, а потім вихід з ладу парогенераторв. Має місце аварія.

На сьогодні натрій не має собі рівної заміни в першому контурі. Він є найкращим теплоносієм у реакторах на швидких нейтронах. Щоб уникнути сусідства натрію з з водою вчені запропонували замінити його у другому контурі на інертний відносно води та натрію теплоносій. Таким теплоносієм є евтектичний сплав літієвих сполук, який скорочено називають евлітом. Він не здатний до самозаймання та вибуху. Впровадження евліту теплоносієм в другому контурі спрощує конструкцію парогенератора, робить її дешевою, безпечнішою та полегшує ремонтні роботи.