Способы деаэрации воды и конструктивное выполнение деаэраторов.

 

    Для удаления газов из воды могут быть использованы химические и термические методы. Химические методы основаны на избирательном взаимодействии удаляемых газов с дозируемыми реагентами. Практически химический метод применим только для удаления кислорода. Для этого используют гидразин, и то не как самостоятельный метод, а для удаления микро количеств кислорода. Вместе с гидразином в воду могут поступать другие примеси. Кроме того, гидразин является токсичным веществом. На АЭС применяют в основном термическую деаэрацию. Термические деаэраторы позволяют удалять из воды любые растворенные в воде газы и не вносят никаких дополнительных примесей в воду.

Конструкция деаэрационой колонки

 

    Деаэрационная колонна (смотри схему) состоит из корпуса, кольцевого приемного короба, смесительного устройства, верхнего и нижнего блоков, колекторов подвода греющего пара и горячих потоков дренажей.

Схема деаэрационой колонки

Сепаратор-пароперегреватель Назначение и устройство спп

 

 

    Промежуточный пароперегреватель предназначен для осушки (сепарации) и перегрева пара после ЦВД турбины.

СПП-500-2 выполнен в виде однокорпусного вертикального аппарата и состоит из сепаратора, расположенного в верхней части, и пароперегревателя, расположенного в нижней части аппарата.

 

17: Критический размер реактора и критическая масса топлива. КРИТИЧЕСКАЯ масса - минимальная масса делящегося вещества (ядерного горючего), обеспечивающая протекание самоподдерживающейся ядерной цепной реакции деления. Величина критической массы (Mкр) зависит от вида ядерного горючего и его геометрической конфигурации. Для 235U при сферической форме Mкр=50 кг, для 239Pu - 11 кг, для 239U - 16 кг, для Cf - несколько десятков г. При M>Mкр состояние системы надкритично и развитие цепной реакции может привести к ядерному взрыву. При M=Mкр состояние системы критично, это режим работы ядерного реактора.

В случае проектирования и строительства атомного реактора, параметры критической массы также ограничивают как минимальные, так и максимальные размеры будущего реактора.

Для кон­кретных условий возникновения саморазвивающей­ся цепной реакции деления критическая масса мо­жет иметь разные значения. Или иначе: критическая масса, при которой начинается цепная реакция де­ления, — это то минимальное количество ядерного горючего, при котором каждое данное поколение нейтронов, осуществив деление определенного коли­чества ядер атомов урана или плутония, вызывает в свою очередь появление следующего поколения, насчитывающего такое же или несколько большее количество нейтронов, т. е. когда потери нейтронов в нем вследствие утечки или поглощения примеся­ми оказываются полностью восполненными.

Критические размеры ядерного реактора - наименьшие размеры активной зоны реактора, при к-рых ещё может осуществляться самоподдерживающаяся реакция деления ядерного горючего. Обычно под К. р. принимают т. н. критический объём активной зоны. К. р. зависят от конструкции реактора, вида ядерного горючего и типа замедлителя. Использование отражателей нейтронов приводит к уменьшению К. р.

С целью уменьшения утечки нейтронов, активной зоне придают сферическую или близкую к сферической форму, например короткого цилиндра или куба, так как эти фигуры обладают наименьшим отношением площади поверхности к объёму.

18: Основные изотопы урана и плутония. Их роль в работе ректора.

Изото́пы ура́на — разновидности атомов (и ядер) химического элемента урана, имеющие разное содержание нейтронов в ядре. На данный момент известны 26 изотопов урана и еще 6 возбуждённых изомерных состояний некоторых его нуклидов. В природе встречаются три изотопа урана: 234U (изотопная распространенность 0,0055 %), 235U (0,7200 %), 238U (99,2745 %)[1].

Нуклиды 235U и 238U являются родоначальниками радиоактивных рядов — ряда актиния и ряда радия соответственно. Нуклид 235U используется как топливо в ядерных реакторах, а также в ядерном оружии (благодаря тому, что в нём возможна самоподдерживающаяся цепная ядерная реакция). Нуклид 238U используется для производства плутония-239, который также имеет чрезвычайно большое значение как в качестве топлива для ядерных реакторов, так и в производстве ядерного оружия.

Плутоний-239 используют[5]:

1) в качестве ядерного топлива в ядерных реакторах на тепловых и особенно на быстрых нейтронах;

2) при изготовлении ядерного оружия (критическая масса для голого шара из металлического 239Pu составляет примерно 10 кг, для шара в водяном отражателе примерно 5,2 кг[7]);

3) используется в качестве исходного вещества для получения трансплутониевых элементов.

Изото́пы плутония — разновидности атомов (и ядер) химического элемента плутония, имеющие разное содержание нейтронов в ядре. На данный момент известны 20 изотопов плутония и ещё 8 возбуждённых изомерных состояний некоторых его нуклидов. Следы плутония-244 были обнаружены в природе.

19: Альфа, бета и гамма-распад ядер

Явление радиоактивности сопровождается превращением ядра одного химического элемента в ядро другого химического элемента, а также выделением энергии, которая "уносится" с альфа- бета- и гамма-излучениями. Испускание радиоактивных частиц называется радиоактивным распадом.  Различают альфа-распад ( с испусканием альфа-частиц), бета-распад (с испусканием бета-частиц), термина "гамма-распад" не существует. Альфа- и бета-распады – это  естественные радиоактивные превращения.

Альфа - распад

Альфа-частицы испускаются только тяжелыми ядрами, т.е. содержащими большое число протонов и нейтронов. Прочность тяжелых ядер мала. Для того, чтобы покинуть ядро, нуклон должен преодолеть ядерные силы, а для этого он должен обладать достаточной энергией.  При объединении двух протонов и двух нейтронов в альфа-частицу ядерные силы в подобном сочетании (между нуклонами частицы) являются наиболее крепкими, а связи с другими нуклонами слабее, поэтому альфа-частица способна "выйти" из ядра. Вылетевшая альфа-частица уносит положительный заряд в 2 единицы и массу в 4 единицы.  В результате альфа-распада радиоактивный элемент превращается в другой элемент, порядковый номер которого на 2 единицы, а массовое число на 4 единицы, меньше.

То ядро, которое распадается, называют материнским, а образовавшееся дочерним.  Дочернее ядро оказывается обычно тоже радиоактивным и через некоторое время распадается. Процесс радиоактивного распада происходит до тех пор, пока не появится стабильное ядро, чаще всего ядро свинца или висмута.

Бета-распад

Явление бета-распада состоит в том, что ядра некоторых элементов самопроизвольно испускают электроны и элементарную частицу очень малой массы - антинейтрино.  Так как электронов в ядрах нет, то появление бета-лучей из ядра атома можно объяснить способностью нейтронов ядра распадаться на протон, электрон и антинейтрино. Появившийся протон переходит во вновь образующееся ядро. Электрон, вылетающий из ядра, и является частицей бета-излучения.  Такой процесс распада нейтронов характерен для ядер с большим количеством нейтронов.  В результате бета-распада образуется новое ядро с таким же массовым числом, но с большим на единицу зарядом.

Гамма - распад - не существует. В процессе радиоактивного излучения ядра атомов могут испускать гамма-кванты. Испускание гамма-квантов не сопровождается распадом ядра атома.

Гамма излучение зачастую сопровождает явления альфа- или бета-распада. При альфа- и бета-распаде новое возникшее ядро первоначально находится в возбужденном состоянии и , когда оно переходит в нормальное состояние, то испускает гамма-кванты (в оптическом или рентгеновском диапазоне волн).

Так как радиоактивное излучение состоит из альфа-частиц, бета-частиц и гамма-квантов (т.е. ядер атома гелия, электронов и гамма-квантов), то явление радиоактивности сопровождается  потерей массы и энергии  ядра, атома и вещества в целом. Доказательством того, что радиоактивное излучение несет энергию, является опыт, показывающий, что при поглощении радиоактивного излучения  вещество нагревается.

20: Парогенераторы АЭС

Парогенератор АЭС - это рекуперативный теплообменный аппарат, предназначенный для производства рабочего пара за счет теплоты, вносимой в него теплоносителем, в заданных начальных параметрах и в заданном количестве. Парогенераторы для блоков АЭС с ВВЭР технологичны в изготовлении и позволяют производить осушку пара простейшими сепарационными устройствами.

Парогенераторы применяются на двух- и трёхконтурных АЭС. На одноконтурных их роль играет сам ядерный реактор.

Парогенераторы классифицируются:

• по виду первичного теплоносителя — с водным, жидкометаллическим, газовым и др.;

• по организации движения рабочего тела в испарителе — с многократной естественной циркуляцией, с многократной принудительной циркуляцией, прямоточные;

• по наличию корпуса (кожуха), в котором располагается теплообменная поверхность — корпусные (кожухо-трубные) и типа «труба в трубе»;

• по количеству корпусов (корпусные) — однокорпусные, многокорпусные (отдельные элементы имеют собственные корпуса), секционные (разделены на несколько секций, имеющих общие системы регулирования расхода теплоносителя и рабочего тела), секционно-модульные (секции состоят из отдельных модулей, в которых располагаются различные элементы);

• по особенностям компоновки — горизонтальные (советское и российское направление развития) и вертикальные (западное).

21: . Принципиальная схема АЭС с ВВЭР