29. Аэс: устройство, типы реакторов, параметры, режимные характеристики.

АЭС относятся к тепловым ЭС, т.к. в их устройстве есть тепловыделители, теплоноситель и генератор эл. тока – турбина.

АЭС могут быть конденсационными, теплофикационными (АТЭЦ), атомные станции теплоснабжения (АСТ).

Ядерные реакторы классифицируются по различным признакам:

1. по уровню энергии нейтронов:

- на тепловых нейтронах

- на быстрых нейтронах

2. по виду замедлителя нейтронов: водными, тяжеловодными, графитовыми.

3. по виду теплоносителя: водными, тяжеловодными, газовыми, жидко металлическими

4. по числу контуров: одно-, двух-, трех- контурные

В современных реакторах для деления ядер исходного топлива используются в основном тепловые нейтроны. Все они имеют прежде всего так называемую активную зону, в которую загружается ядерное топливо, содержащее уран 235 замедлитель (обычно графит или вода). Для сокращения утечки нейтронов из активной зоны последнюю окружают отражателем, выполненным обычно из того же материала, что и замедлитель.

За отражателем снаружи реактора размещается бетонная защита от радиоактивных излучений. Загрузка реактора ядерным топливом обычно значительно превышает критическую. Чтобы по мере выгорания топлива непрерывно поддерживать реактор в критическом состоянии, в активную зону вводят сильный поглотитель нейтронов в виде стержней из карбамида бора. Такие стержни называют регулирующими или компенсирующими. В процессе деления ядра выделяется большое количество теплоты, которая отводиться теплоносителем в теплообменник парогенератора, где она превращается в рабочее тело – пар. Пар поступает в турбину и вращает ее ротор, вал которого соединен с валом генератора. Отработавший в турбине пар попадает в конденсатор, после которого сконденсированная вода вновь идет в теплообменник, и цикл повторяется.

Типы реакторов:

1.РБМК - реактор большой мощности кипящий – одноконтурный.

Параметры: Т =280 С, Р = 60 атм.

2.ВВЭР – водо-водяной реактор (по виду теплоносителя и замедлителя) – двухконтурный. Параметры: Т =300 С, Р = 130 атм.

3. БН – на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, трехконтурный.

Параметры: Т =500 С, Р = 130 атм.

30. Аэс ядерный топливный цикл. Уран, твэЛы, отработавшее ядерное топливо

Стадии RТ цикла состоят из этапов:

1) добыча урановой руды в руднике; 2) переработка руды и получение урана в виде U₃O₈ на гидрометаллургическом заводе;3) Конверсия U₃O₈ в газообразную форму UF₆, необходимую в технологии разделения изотопов; 4) Обогащение урана на заводе по изготовлению изотопов; 5) Конверсия UF ₆ в порошок UO₂ изготовление топливных таблеток и затем твэлов.

Использование ядерной энергии стало возможным благодаря открытию реакции деления тяжелых элементов под воздействием нейтронов и созданию специальных установок-реакторов. Каждый акт деления тяжелых ядер сопровождается поглощением 1 нейтрона, появлением 2-3 новых нейтронов и 2-ух осколков.

Природный уран представляет смесь двух изотопов ²³⁸U и ²³⁵U. Основным делящим веществом является ²³⁵U, содержание которого в естественном уране 0,7 %, поэтому при произведении ядерного топлива требуется обогащение уран этим изотопом.

Для осуществления незатухающей цепной реакции деления необходимо, чтобы коэффициент размножения нейтронов был < 1. Эти условия можно создать, если природный уран поместить в вещество, которое замедляет нейтроны (тяжелая вода, бериллий, графит).

Основная часть ядерного реактора - активная зона, образованная загруженным ядерным топливом в виде тепловыделяющих элементов (твэлов). Важная часть реактора система управления и защиты (СУЗ)реактора. К СУЗ относятся специальные стержни, которые содержат специальные вещества сильно поглощающие нейтроны (бор, кадмий). Ввод этих стержней в каналы СУЗ останавливает реактор.

Уран 235 и 238.

31. Реакторы РБМК, ВВЭР, BWR. Конструкции, параметры, особенности. ВВЭР-водо-водяные энергетические реакторы, в которых вода является теплоносителем и замедлителем. От других реакторов они отличаются простотой обеспечения стабильной работы, т.к. при случайном повышении мощности реактора температура воды повышается, а ее плотность уменьшается, что приводит к понижению мощности реактора(отрицательная обратная связь по температуре). Преимущества: слабо радиоактивная охладительная вода реактора циркулирует в замкнутом контуре, а пар, выходящий из парогенератора, не является радиоактивным.

BWR-кипящий ядерный реактор. Теплоносителем является чистая вода(без борной кислоты), она испаряется, а полученный пар после перегрева направляется в паровую турбину. т.о. парогенератор не требуется, это упрощает устройство энергоблока и повышает его эффективность. Пар, подаваемый в турбину является- радиоактивным, что требует применение вокруг турбины экрана радиационной защиты. Недостатки: меньшая мощность на единицу объема, следовательно, большие размеры чем у ВВЭР. Преимущества: лучшая регулируемость.

РБМК-реактор большой мощности канальный. Теплоноситель(вода) превращается в пар непосредственно в реакторе и подается на турбину, проходя через сепараторы, где отделяется от капель. Замедлитель – графитовые стержни

Отличительные свойства:

1)более интенсивное превращение урана ²³⁸U в Pu, который может удалятся из отработавших твэлов и использоваться для производства ядерного оружия.

2) поглощение лишних нейтронов теплоносителем(водой), что в случае перегрева воды, увеличивает мощность реактора. Автоматическая система защиты на вводе управляющих стержней.

3)отсутствие прочного корпуса, исключающего попадание радиоактивного вещества в ОС при авариях.