- •1. Теплоносители ядерных установок
- •1.1. Водный теплоноситель
- •1.2. Натриевый теплоноситель
- •1.3. Свинцово-висмутовый теплоноситель
- •1.4. Свинцовый теплоноситель
- •1.5. Органические теплоносители
- •1.6. Газовые теплоносители
- •2. Конструкция и типы твэлов и твс
- •2.1. Тепловыделяющие элементы (твэлы)
- •2.2. Тепловыделяющие сборки (твс)
- •3. Классификация ядерных реакторов
- •Основные типы энергетических реакторов
- •Целесообразные сочетания замедлителя и теплоносителя в яр
- •4. Типовые схемы энергоблоков аэс с реакторами pwr, bwr, fr, candu, бн, vhtr
- •Список литературы
- •Вопросы для студентов:
- •3. Классификация ядерных реакторов
1.2. Натриевый теплоноситель
Натриевый теплоноситель привлекателен для быстрых реакторов в силу следующих качеств: высокие теплопроводность и теплоотдача (достижение высоких теплонапряженностей в активной зоне), низкое давление паров насыщения (непревышение давления 0,15 МПа в газовых полостях), высокая температура кипения (большой запас до фазового перехода) [1].
Вместе с тем, наведённая активность натрия в первом контуре позволяет проводить ремонтные работы не ранее, чем через 10 суток после остановки реактора. Высокую химическую активность натрия во взаимодействии с воздухом или водой приходится нейтрализовать надёжной герметизацией контуров и объёмов с натрием, применением инертных газов в качестве защитной среды.
При контакте с натрием происходит коррозия конструкционных материалов, причем, увеличение содержания неметаллических примесей (кислорода, водорода, азота и др.) приводит к возрастанию скорости коррозии. Продукты коррозии переносятся в зоны, где происходит их кристаллизация и отложение.
Для поддержания концентрации примесей ниже лимитируемого уровня применяют системы, использующие различные принципы действия: очистка отстаиванием, очистка дистилляцией, очистка изотермическим фильтрованием, геттерная очистка, очистка холодными ловушками, сорбционная очистка.
1.3. Свинцово-висмутовый теплоноситель
Выбор эвтектического сплава Pb-Bi в качестве теплоносителя для ядерных реакторов обусловлен привлекательным сочетанием теплофизических и физико-химических свойств этого сплава. В частности, следует отметить его низкую химическую активность при взаимодействии с воздухом, водой и паром (исключение возможности взрыва и пожара), высокую температуру кипения (исключение возможности вскипания) и низкое рабочее давление в контуре (повышение надёжности и безопасности реактора, упрощение его конструкции) [1].
Вместе с тем, при определенной температуре сплава и концентрации растворенного в нем кислорода имеет место агрессивность сплава к конструкционным материалам. Сплав может загрязняться твердыми примесями в результате взаимодействия с конструкционными материалами и кислородом. Кроме того, в активной зоне реактора образуется полоний-210, который весьма токсичен и поэтому представляет большую опасность при разгерметизации первого контура.
Для очистки свинцово-висмутового теплоносителя от взвешенных невосстанавливаемых примесей используют фильтры на основе фильтрующих материалов из стеклянных, металлических и углеродных волокон. Что касается примесей на основе оксидов компонентов теплоносителя (в первую очередь, PbO и BiO), их преобразовывают методом водородного восстановления металла и возвращают в контур в виде чистых Pb и Bi.
В реакторах со свинцово-висмутовым теплоносителем очень важно поддерживать оптимальную концентрацию растворенного кислорода. Для этого используют различные системы и устройства, реализующие следующие процессы: подачу в контур растворенного кислорода, подачу в контур смеси водяного пара и водорода, растворение твёрдых оксидов Pb и Bi.
