Добавил:
Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз: Предмет: Файл:
radbez / лк 9 нов. Катастофа на ЧАЭС.ppt
Скачиваний:
28
Добавлен:
28.10.2018
Размер:
2.81 Mб
Скачать

Недостатки:

1)низкая стабильность на малых уровнях мощности;

2)сложность и низкое быстродействие системы управления–защиты;

3)использование одноконтурной схемы (возмож-

ность радиоактивного загрязнения турбогенератора радиоактив- ными веществами из технологических каналов);

4) большая протяженность контура циркуляции.

После аварии на ЧАЭС на реакторах типа РБМК проведены мероприятия по безопасности работы: 1)установлены дополнительные поглотители

нейтронов,

2)сокращено время опускания стержней управления,

3)увеличена степень обогащения топлива (с 1,8 до

2,4%).

21

 

Основные параментры реакторов ВВЭР-1000 и РБМК-1000

пп

1

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

11

12

13

Параметры

Един.

измер.

 

2

3

Конструктивные параметры

Высота активной зоны

м

Диаметр активной зоны

м

Замедлитель (графит), масса

т

Теплоноситель

 

Давление воды в реакторах

МПа

Расход воды через реактор

тыс. т/час

Температура воды на выходе

°С

Количество топливных касет

шт

Кол-тво твэлов в касете

шт

Кол-во технологических каналов

шт

Количество твэлов в канале

шт

Масса топлива активной зоны (UO2)

т

Максимальная температура графита

°С

ВВЭР- РБМК- 1000 1000

4 5

3,56 7,0

3,16 11,8 1850

кипящая вода 15,7 7,0 80,0 29,0

322

284

151

 

317

 

 

1693

 

36

80

190

 

750

22

Схемные особенности установок

1ВВЭР двухконтурная схема с двумя турбинами с насыщенным

паром

2РВМК одноконтурная схема с двумя турбинами с насыщенным

паром

3

Электрическая мощность турбины

МВт

500

500

4

Давление пара перед турбиной

МПа

6

6,4

 

Основные характеристики установок

 

1

Тепловая мощность реактора

МВт

3000 3200

3200

2

Электрическая мощность блока

МВт

1000

1000

3

КПД

%

33

32

4

Степень обогащения топлива (235U)

%

3,0 4,0

1,8 2,0

5

Проектный срок службы реактора

год

да 30

30

23

Реакторы на быстрых нейтронах. Такие реакто-

ры называют реакторами-размножителями (или бридерами). В них количество образовавшиших- ся ядер больше чем уничтоженных, т.е. происхо- дит обновление ядер. В таких реакторах ядер- ным топлива применяют 238U c высоким обогаще- нием 235U (до 30%). В перспективе ядерным топ- ливом будет служить смесь урана с плутонием, где будет использован природный или обеднен- ный уран (в мире его накоплено большое коли- чество). Такие реакторы и вырабатывают элек- троэнергию и осуществляют обновление ядерно- го топлива. Коэффициент обновления ядерного топлива Ко (отношение скорости образования

делящихся ядер к скорости уничтожения) реакто- ров с уран-плутониевым циклом равен 1,2-1,6.24

Например, при “сжигании” 1 кг Рu-239 в ядерном реакторе образуется около 1,2-1,6 кг новых ядер Рu-239. В таких реакторах отсутствует замедлитель, поэтому объем активной зоны реакторов типа БН-600 во много рах меньше, чем у РБМК или ВВЭР и составляет только около 2 м3. В активной зоне реактора БН-600 размещено 370 топливных сборок по 127 твэлов и 27 стержней системы управления ядерной реакцией и аварийной защиты. Оболочки твэлов изготавливают из нержавеющей стали. Активная зона реактора окружена со всех сторон зоной обновления , где находятся твэлы с диоксидом урана UO2, обедненнога изотопом 235U. Зона

обновления играет роль и отражателя нейтронов25 .

Рис 3. Пинципиальная схема АЭС с реактором на

быстрых нейтронах:

1 – твэлы активной зоны: 2 – твэлы зоны обновления: 3 – корпус реактора; 4 – бетонный корпус ректорного зала; 5 – теплоноситель первого контура; 6 – циркуляционный насос; 7 – промежуточный теплообменник; 8 – теплоноситель второго контура; 9 – пароге- нератор; 10 – теплоноситель тетьего контура; 11 – паровая турбина; 12 – технологический конденсатор; 13 – генератор

26

На АЭС з реактором БН-600 трехконтурная

технологическая схема для отвода тепла из активной зоны (около 90 %) и из зоны обновления (около 10%). Теплоносителем пер- вого и второго контуров является жидкий натрий, в третьем вода и пар. Реактор, насосы и промежуточные теплообобменники находятся в одной емкости. Схема теплоотвода на АЭС с реакторам БН-600 имеет один радиоактивный и два нерадиоактивных контура. Такие реакторы имеют высокий КПД (42 %), это на 1/3 именьша- ет выброс тепла в окружающую среду и снизить тепловое загрязнение водоемов–охладителей.

27

Первая такая АЭС пущена в 1973 г. в г.Шевченко (БН-150). В 1980 г. был введен реактар БН-600 на Белоярскай АЭС. В России и Туркмении работают три АЭС на быстрых нейтронах. Крупнейший в мире бридер (“Суперфеникс” с электрической мощностью в 1200 МВт) построен во Франции, паказатели его близки до проектируемой в России АЭС с реактором БН-1600.

28

2 воп. ПРИЧИНЫ И ПОСЛЕДСТВИЯ АВАРИИ НА ЧАЭС

Чернобыльская АЭС (ЧАЭС) строилась в три этапа: в 1970- 78 гг. построен 1-ый и 2-й энергоблоки; в конце 1983 г. завершен 2-й этап (3-й и 4-ый); в результате ава- рии 1986 г строительство 5-го и 6-го энергоблоков было остановлено. На ЧАЭС установлены уран-графитовые реакторы на тепловых нейтронах типа РБМК-1000.

Авария на 4-м энергоблоке ЧАЭС произошедшая в ночь с 25 на 26 апреля 1986 г. является крупнейшей экологи- ческой катастрофой. Бедствие затронуло судьбы миллионов людей на большой территории.

Днем 25 апреля 1986 г. планировалась остановка 4-го энергоблока для проведения планового ремонта. Перед остановкой энергоблока руководство АЭС решило про- вести эксперимент. Суть эксперимента - один из двух турбогенераторов ректора после отключения подачи пара на турбину за счет инерции вращения какое-то

29

время должен был вырабатывать электроэнергию для питания главных циркуляционных насосов (ГЦН), подающих воду для аварийного охлаждения реактора. В программе испытаний было выявлено ряд наруше-ний эксплуатации энергоблока.

Во-первых , программа предусматривала отключение системы аварийного охлаждения реактора (САОР). Это ни в коем случае нельзя было делать, но САОР была отключена и 4-ый энергоблок з 14 час 25 апреля до последнего момента работал с отключеной аварийной системой охлаждения.

Во-вторых, электронагрузка имитировалась ГЦН, что также нельзя было делать, так как насосы прокачивали воду через активную зону реактора, а изменение режима их работы оказывает непосредственное воздействие на работу реактора в целом.

30