Чем охлаждается атомный реактор
Организация теплоотвода в ядерных реакторах
Одна из основных задач при конструировании ядерных реакторов — обеспечить надежный съем тепла, выделяющегося в твэлах. Это обусловлено не только тем, что в них генерируется более 90 % тепловой энергии, но и тем, что под оболочкой твэлов накапливаются радиоактивные продукты деления. Ухудшение теплоотвода может привести к разгерметизации твэлов и выходу продуктов деления в контур теплоносителя. Надежное охлаждение твэлов должно быть обеспечено не только при нормальных условиях эксплуатации, но и при аварийных ситуациях. В связи с этим, как правило, за исключением, может быть, высокотемпературных и тяжеловодных реакторов с горизонтальными каналами, предусматривается восходящее движение теплоносителя в активной зоне, что обеспечивает нормальный переход от принудительной циркуляции теплоносителя к естественной в случае выхода из строя циркуляционных насосов.
Наряду с этим необходимо обеспечить отвод тепла от других реакторных узлов и конструкций, в которых оно выделяется. Хотя количество этого тепла сравнительно невелико, его надежный отвод в ряде случаев не менее важен, чем от твэлов.
В реакторах на тепловых нейтронах заметное количество тепла выделяется в замедлителе. Можно считать, что вся кинетическая энергия нейтронов в процессе замедления рассеивается в виде тепловой энергии в замедлителе. Кроме того, в нем выделяется тепло в результате поглощения первичного и вторичного y-излучения. Это основные составляющие энерговыделения в замедлителе, которые в сумме дают около 6% полного энерговыделения в реакторе. Теми же процессами определяется энерговыделение и в отражателе, непосредственно примыкающем к активной зоне.
Для водо-водяных реакторов нет необходимости специально оценивать энерговыделение в замедлителе и отражателе, так как здесь вода выполняет одновременно и роль теплоносителя. Иное дело в тяжеловодных реакторах, где замедлитель и отражать, как правило, разделены с теплоносителем. Более того, температуру тяжелой воды в межканальном пространстве целесообразно поддерживать ниже 100 °С. Для этого предусматривается автономный контур охлаждения, который рассчитывается исходя из энерговыделения в тяжелой воде, выполняющей одновременно роль замедлителя и отражателя. При оценке энерговыделений в тяжелой воде, расположенной в межканальном пространстве реакторов этого типа, необходимо учитывать также некоторый сток тепла от более горячего теплоносителя, омывающего ТВС.
Особенно важно правильно организовать отвод тепла от графитовой кладки. Графитовая кладка весьма массивная, и в ней могут возникать большие градиенты температур и значительные термические напряжения. Высокие температуры приводят к охрупчиванию, уменьшению теплопроводности и распуханию графита. В зависимости от типа графитового реактора по-разному решается проблема охлаждения графитовой кладки. В газоохлаждаемых реакторах корпусного типа графитовая кладка охлаждается основным теплоносителем. В магноксовых низкотемпературных реакторах и усовершенствованных типа AGR сток тепла от графитовой кладки обеспечивается теплоносителем, протекающим не только через технологические каналы, но и через зазоры самой графитовой кладки как замедлителя, так и отражателя. При этом максимальная температура теплоносителя в магноксовых реакторах не превышает 400 °С, а в реакторах типа AGR — 650 °С, что вполне обеспечивает допустимый уровень температуры графитовой кладки. В высокотемпературных графитовых реакторах схема циркуляции теплоносителя более сложная. Обычно весь теплоноситель или его часть по специальным каналам поступает вначале для охлаждения графитового отражателя, а затем направляется в рабочие каналы для отвода тепла от твэлов и графитовой кладки активной зоны. В высокотемпературных реакторах (HTGR и THTR) движение теплоносителя нисходящее, его температура на выходе составляет около 750 °С. Нисходящее движение теплоносителя обеспечивает более благоприятные условия работы приводов СУЗ и механизмов перегрузки топлива, имеющих обычно верхнее расположение.
В графитовых реакторах канального типа, охлаждаемых водным теплоносителем, графитовая кладка заполняется инертным газом с небольшим избыточным давлением, предотвращающим подсос воздуха и, следовательно, окисление графита. Сток тепла от графитовой кладки идет в основной теплоноситель, охлаждающий ТВС. При этом в реакторах типа АМБ максимальная температура графита составляет 700—750 °С, что вполне допустимо. В реакторах РБМК-1000 максимальная температура графита заметно ниже и составляет 550—580 °С. Это обусловлено, с одной стороны, тем, что температура в реакторах РБМК заметно ниже, чем в АМБ, а с другой—специальной конструкцией размещения труб технологического канала в вертикальных отверстиях графитовой кладки. Металлическая труба наружным диаметром 88 мм контактирует с графитовой кладкой, имеющей внутренний диаметр отверстий 114 мм, за счет установки разрезных графитовых упругих колец, которые поочередно плотно прилегают к трубе технологического канала и к графитовой кладке. Таким образом, сток тепла преимущественно идет за счет теплопроводности графита, а не газового зазора, заполняющего графитовую кладку.
Съем тепла в стержнях регулирования в реакторах корпусного типа надежно обеспечивается основным теплоносителем. В канальных реакторах охлаждение стержней СУЗ осуществляется от автономного контура, как, например, в реакторах типа РБМК. Энерговыделение в стержнях регулирования, как правило, весьма неравномерно по высоте, особенно при частичном погружении поглощающего стержня в активную зону. В этом случае в результате деформации плотности потока нейтронов по высоте наибольшее тепловыделение будет в нижней части стержня, а в верхней, расположенной вне активной зоны, энерговыделение будет сравнительно небольшим. В связи с этим могут возникнуть большие градиенты температуры по высоте стержня и его деформация. Так как зазоры между подвижными поглощающими стержнями и каналами, в которых они перемещаются, весьма малы, то уже сравнительно небольшие деформации могут привести к заклиниванию стержней. Поэтому охлаждение подвижных поглощающих стержней должно быть весьма надежным.
Важно обеспечить равномерный теплоотвод от массивных металлических элементов, примыкающих к активной зоне, тепловыделение в которых обусловлено преимущественно первичным и вторичным y-излучением, а в ряде случаев и y-квантами, возникающими в результате реакции (n, y) в самом материале. К таким элементам относятся опорные конструкции активной зоны, массивная верхняя крышка, которые должны по возможности омываться «холодным» теплоносителем.
Теплоотвод из зоны воспроизводства реакторов-размножителей осуществляется основным теплоносителем, поступающим из общей напорной камеры. При этом в соответствии с энерговыделениями в зоне воспроизводства и активной зоне расход теплоносителя профилируется. Через боковую часть зоны воспроизводства расход сравнительно невелик. Основная часть теплоносителя идет через активную зону и торцевые части зоны воспроизводства.
Заметное количество тепла выделяется в толстостенных корпусах, что может привести к значительным градиентам температуры и большим термическим напряжениям. Для ослабления потоков нейтронов и y-квантов между корпусом реактора и активной зоной устанавливаются так называемые тепловые экраны. В водо-водяных реакторах тепловой экран представляет собой слои стали и воды Вода замедляет быстрые нейтроны, не провзаимодействовавшие в активной зоне, а сталь хорошо поглощает y-кванты и тепловые нейтроны. Суммарная эффективность теплового экрана выбирается из условий допустимых термических напряжений в корпусе. Ослабление потока быстрых нейтронов, падающих на корпус, существенно еще в том отношении, что сталь под их действием охрупчивается, теряет пластичность, ухудшаются ее механические свойства. Кроме того, вода, омывая корпус реактора отводит от него тепло.
В графитовых реакторах роль теплового экрана выполняют слои графита и спали с присадкой бора. Аналогичное сочетание материалов используется в реакторах с интегральной компоновкой первого контура в качестве нейтронной защиты, предотвращающей активацию теплоносителя второго контура.
Корпуса реакторов обычно омываются «холодным» теплоносителем, что особенно важно в высокотемпературных реакторах. В реакторах с натриевым теплоносителем для предотвращения возможных «тепловых ударов» используются внутренние металлические экраны, в зазоре между которыми и корпусом реактора протекает «холодный» теплоноситель.
Глубокого охлаждения требуют корпуса из предварительно напряженного железобетона, толщина которых достигает несколько метров. Поскольку сам бетон на растяжение практически не работает, его температура по всей толще должна быть примерно одинаковой, не более 70 °С. Для этого на границе между внутренней поверхностью железобетонного корпуса и металлической обшивкой устанавливается система труб, по которым прокачивается охлаждающаяся вода. Металлическая обшивка с внутренней стороны покрывается тепловой изоляцией.
Потоки нейтронов и y-квантов проникают и за пределы корпуса реактора. Для их ослабления до допустимых значений, безопасных для обслуживающего персонала, предусмотрена биологическая защита—слой тяжелого бетона толщиной не менее 2—3 м. Взаимодействие нейтронов и у-квантов с материалом защиты приводит также к энерговыделению в ней. Для сведения к минимуму температурных градиентов в бетоне имеется либо воздушное, либо водяное охлаждение.
Для снижения потоков нейтронов и у-квантов, проникающих в бетонную защиту, в отечественных водо-водяных и графитовых реакторах устанавливается кольцевой бак с водой, выполняющий роль теплового экрана биологической защиты. Толщина бака с водой составляет 1000—1200 мм.
При возведении ядерных установок неотъемлемым этапом являются бетонные работы. Где купить бетон вы можете узнать перейдя по ссылке.
Ядерный реактор для чайников: замыкание топливного цикла в двухкомпонентной ядерной энергетике
БН-800 на Белоярской АЭС — один из двух в мире действующих реакторов на быстрых нейтронах. Выведен на номинальную мощность в 2015 году
Под катом — рассказ про устройство классических ядерных реакторов на тепловых нейтронах, принцип работы ядерных реакторов на быстрых нейтронах (в мире их всего два, и оба в России) и замыкание ядерного топливного цикла.
Уверена, это будет интересно тем, кому пришелся по вкусу рассказ про международную стройку 500-мегаваттного термоядерного реактора ITER.
Наш рассказчик — Алексей Германович Горюнов, заведующий кафедрой и руководитель отделения ядерно-топливного цикла инженерной школы ядерных технологий из томского Политеха, который прочитал лекцию про двухкомпонентную энергетику в томской Точке кипения.
Сегодняшний рассказ — о новых технологиях мирного атома: замыкании ядерно-топливного цикла и двухкомпонентной ядерной энергетике.
Но начнем с того, как ядерно-топливный цикл функционирует сейчас.
Классический топливный цикл
В больших реакторах, преобладающих в ядерной энергетике, таких как водо-водяной ВВР-1000 или канальный РБМК-1000, отработанное топливо не перерабатывают. Его хранят в бассейнах выдержки реакторов, а потом перевозят на площадку долговременного хранения на базе горно-химического комбината.
Базовый процесс получения топлива дорогой, а сырье — исчерпаемый ресурс, поэтому человечество напряженно решает задачу по замыканию топливного цикла — это когда из ядерных отходов опять производят топливо. Сейчас эта схема существует лишь в небольшом сегменте ядерной энергетики — в транспортных и исследовательских реакторах.
Давайте теперь посмотрим на устройство современных реакторов.
Ядерные реакторы на тепловых нейтронах
Схематично атомную станцию с ядерным реактором на тепловых нейтронах можно представить так:
Далее мы будем говорить о так называемом ядерном острове, куда входит реакторная часть. Рассмотрим, какие реакторы используются в настоящее время, а какие могут быть запущены в ближайшем будущем.
Условная схема ядерной электростанции
Реактор — это устройство, в активной зоне которого осуществляется контролируемая самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер тяжелых элементов, в частности урана-235. Сегодня наиболее распространены водо-водяные энергетические блоки. На картинке — схема как раз такого реактора.
Условная схема электростанции с водо-водяным реактором
Реактор находится в защищенном корпусе и примыкает к отдельному зданию, где размещают традиционные энергетические узлы — турбинный зал и другие, которые есть в обычных теплоэнергетических станциях.
Обычно в реакторах используют четыре нити охлаждения для повышения надежности. Первый контур охлаждения реактора включает сам реактор, а также главные циркуляционные насосы. Их число соответствует количеству нитей охлаждения — четыре. На каждой из нитей охлаждения установлен парогенератор, который отделяет первый контур реактора от второго, содержащего теплоноситель, поступающий в традиционный остров.
Энергетическая установка с реактором ВВР
Общий вид самого реактора:
Стоит отметить, что это корпусной реактор, такая конструкция позволяет достичь высоких показателей по безопасности.
Ядерные реакторы на быстрых нейтронах
Сначала немного физики. Напомню, изотопы — это элементы, имеющие одинаковые атомные номера, но разный атомный вес. Самое интересное, что они имеют разные свойства. К примеру, уран-238 практически не делится в реакторах на тепловых нейтронах, а уран-235 — делится. Чтобы описать вероятность деления изотопа, в ядерной физике используют понятие «сечение деления».
Сечение реакции деления ядер изотопов урана, плутония и тория в зависимости от энергии нейтронов
Рисунок наглядно показывает, что для урана-235 и плутония-239 мы можем создать цепную реакцию, используя как тепловые, так и быстрые нейтроны. А уран-238 в левой части графика (где находятся тепловые нейтроны) делиться не будет. В природе же распространен в основном изотоп урана-238, который нельзя напрямую использовать в реакторе на тепловых нейтронах. Урана-235 в природе содержится очень мало, а для получения топлива необходимо проводить дорогостоящее обогащение.
Реактор на быстрых нейтронах позволяет уйти от процедуры обогащения по урану-235. Но технически все не так просто.
В реакторе на тепловых нейтронах, как и в целом во всех современных энергетических установках, в качестве теплоносителя используют воду. Именно она переносит тепловую энергию к турбинам. С ней понятно, как работать, какие использовать конструкционные материалы. Однако из ядерной физики мы знаем, что вода замедляет быстрые нейтроны, появляющиеся при делении ядер.
Поэтому в реакторе на быстрых нейтронах в качестве теплоносителя, как правило, используются жидкие металлы, что существенно усложняет конструкцию.
Здесь приходится решать целый пласт научных и опытно-конструкторских задач, в том числе — разрабатывать новые материалы.
Наиболее вероятная реакция в реакторе на быстрых нейтронах — поглощение нейтрона изотопом урана-238 — показана на схеме ниже.
Уран-235 и плутоний-239 схожи по своим свойствам. На базе этих ядер мы вполне можем получить цепную реакцию: поглощая как быстрые, так и медленные нейтроны, ядра будут делиться, испуская вторичные, третичные нейтроны и т.д.
Исторически сложилось, что наиболее проработанные на сегодняшний день реакторы на быстрых нейтронах — БН-600 и БН-800.
А Россия — единственная страна в мире, имеющая действующие промышленные ядерные реакторы на быстрых нейтронах.
Их устройство намного сложнее, чем у двухконтурного водо-водяного реактора на тепловых нейтронах, поскольку в качестве теплоносителя используют жидкий натрий с температурой плавления
Схема энергоблока с реактором на быстрых нейтронах
В реакторах с натриевым теплоносителем мы не можем использовать двухконтурную схему, где первый контур заполнен натрием, а второй — водой, поскольку случайное взаимодействие облученного натрия с водой приведет к особо тяжелым последствиям. В ходе реакции этих двух веществ выделяется взрывоопасный водород, и в случае взрыва нейтрализовать фонящий натрий будет крайне проблематично. Поэтому используют трехконтурную схему. Первый контур — натриевый (на рисунке он показан красным в центре реактора), потом теплообменник и еще один (промежуточный) натриевый контур (желтый цвет), позволяющий снизить степень облучения натрия, и только в третьем контуре используется вода, установлена турбина, тепловые части и остальное оборудование. Три контура усложняют как эксплуатацию реактора, так и управление им.
Следующий шаг — БРЕСТ
Энергокомплекс БРЕСТ-300 — следующий этап развития. Создается он в рамках росатомовского проекта «Прорыв». Вместо натрия в качестве теплоносителя используют свинец (tплав. 327℃). Это позволяет, как и в водо-водяных реакторах, использовать всего два контура, упрощает управление и повышает энергоэффективность.
Конструкция этого реактора обеспечивает так называемую естественную безопасность: на этом реакторе невозможна авария из-за неконтролируемого появления нейтронов, приводящего к цепным реакциям (разгона реактора по мощности).
На этот реактор возлагают большие надежды. В нем можно «сжигать» делящиеся элементы и нарабатывать плутоний, а потом использовать его для замыкания ядерно-топливного цикла.
Цель замыкания — постепенно исключить часть цепочки, связанную с добычей урана его обогащением, а также повторно использовать ядерные отходы.
Двухкомпонентная энергетика — это решение задачи по уменьшению количества обогащенного природного урана, необходимого для работы всех этих реакторов. Она еще не достигла пика своего развития — это то, чем будет заниматься поколение сегодняшних школьников.
В настоящее время в реакторах на быстрых нейтронах мы начинаем нарабатывать делящиеся элементы, которые впоследствии позволят загружать сюда топливо, не обогащенное по урану-235.
БН-600 и БН-800 уже работают на так называемом МОКС-топливе (MOX — Mixed-Oxide fuel) — смеси, включающей оксиды плутония-239 и урана. Причем реакторы могут работать как на топливе, обогащенном по урану-235 — и в этом случае нарабатывать плутоний-239, — так и на плутонии.
Частично замкнутый цикл использования ядерного топлива
На базе Опытно-демонстрационного центра в Северске, а в будущем и завода ФТ-2 в Железногорске, есть хранилище отработанного ядерного топлива. Сейчас на финальной стадии разработки находится технология, которая позволит переработать топливо после реактора ВВР и вернуть из него в цикл уран и плутоний. Задачу переработки решают весьма интересно: уран и плутоний не разделяют, а передают на производство в смешанном виде. В итоге мы получаем тепловыделяющие сборки для реакторов, содержащие регенерированный уран и плутоний, а также добавленный туда природный уран, обогащенный по изотопу-235.
Конечно, полного замыкания ядерно-топливного цикла здесь нет, но этот подход позволяет снизить затраты на обогащение.
Кроме того, делящиеся элементы, которые мы будем извлекать из отработанного в реакторах ВВР топлива, пойдут на топливные циклы быстрых реакторов.
Сейчас уже отработана схема загрузки в реактор БН-800 МОКС-топлива, содержащего плутоний-239 и уран-238, его путь на рисунке ниже показан красной линией.
Схема подразумевает использование отработанного ядерного топлива (ОЯТ) из реактора ВВЭР совместно с оксидным топливом с ураном-235 после реакторов БН. В ходе переработки мы выделяем смесь плутония и урана, которая идет на изготовление МОКС-топлива. А отработанное МОКС-топливо перерабатывают вместе с топливом после реактора РБМК.
Получается, что мы начинаем с обычной загрузки реакторов оксидным топливом на базе урана-235 и постепенно, нарабатывая плутоний-239 в быстром реакторе, вытесняем его МОКС-топливом.
Мы не сможем сразу перейти с традиционных реакторов на быстрые, потому что для каждого реактора на быстрых нейтронах придется построить инфраструктуру по переработке топлива, которая в первое время не будет загружена, ведь реакторы должны наработать топливо, которое впоследствии будет перерабатываться. А в схеме выше заложен плавный переход от существующих реакторов к быстрым. Эта схема подразумевает наработку плутония на реакторе БН-800. В перспективе должны появиться более мощные и более рентабельные установки — БН-1200, которые воплотят двухкомпонентность нашей ядерной энергетики на ближайшее десятилетие и стратегию того же Росатома.
Но интереснее то, что происходит в проекте БРЕСТ. Реактор такого типа с электрической мощностью 300 МВт уже начали возводить в Северске. Вокруг него построят комплекс, который позволит решать задачи регенерации топлива, т.е. все процессы в рамках замыкания топливного цикла будут сосредоточены в одном месте.
На начальном этапе будет нужна подпитка природным или обедненным ураном, как отмечено на картинке. Не имея нужного объема плутония, мы можем, как и в предыдущей схеме, стартовать, используя комбинированное топливо, и постепенно нарабатывать плутоний, переходя на замкнутый цикл.
На этот реактор возлагают большие надежды: упомянутый выше естественный контур защиты не позволяет разогнать его до тяжелых аварий. Но здесь придется столкнуться с рядом проблем. Задачи, связанные с наработкой плутония, уже в какой-то степени решали. А вот переработка ядерного топлива после быстрых реакторов — вопрос открытый. Здесь нужно обеспечить короткую выдержку топлива: оно горячее и с высоким радиационным фоном. Нужно создавать новые технологические процессы, отрабатывать их на стендах и внедрять.
Если задача по замыканию ядерного топливного цикла будет решена, то в масштабах жизни человека мы получим практически неисчерпаемый источник энергии.
Параллельно необходимо довести до конца решение задачи по выводу отходов из цикла без нарушения естественного радиационного баланса Земли. Проектируемый топливный цикл должен обеспечить возврат ровно того же количества радиации, которое мы извлекли. Теоретически эта задача просчитана и может быть решена. Дело за практикой.
В РФ успешно испытана система охлаждения ядерного двигателя
Один из наиболее важных элементов космической ядерной энергодвигательной установки (ЯЭДУ) – система охлаждения – успешно прошла наземные испытания, сообщает РИА Новости.
Мероприятия выполнены в полном объеме, результаты соответствуют требованиям задания, отмечается в акте приемки работ.
Испытания ЯЭДУ мегаваттного класса проводились в условиях, максимально приближенных к космическим. При этом выявлены закономерности функционирования узлов перспективной системы отвода тепла.
Исполнитель работ – Исследовательский центр им. Келдыша. Заказчик – «Роскосмос».
Специалисты пояснили, что ядерные двигатели могут обеспечить полеты на дальние расстояния, но при этом сильно нагреваются. Традиционные способ – выносимые во внешнюю часть корабля панельные радиаторы, по трубам которых циркулирует специальная жидкость-теплоноситель, «отдающая» лишнее тепло в космос, – имеет существенный недостаток: большой вес и размеры. Кроме того, радиаторы никак не защищены от попадания космических тел (метеоритов).
Новое решение основано на принципе так называемого капельного холодильника-излучателя. Установка похожа на душ, который распыляет нагревшуюся жидкость прямо в открытое космическое пространство. Там она отдает тепло, потом улавливается заборным устройством и вновь повторяет весь цикл. Благодаря этому конструкция значительно сбросила вес и стала более живучей – метеорит, пролетевший сквозь жидкость, не принесет ущерба системе охлаждения.
Проект создания транспортно-энергетического модуля на основе ядерной энергодвигательной установки мегаваттного класса реализуется в РФ с 2010 года. Он позволит решать многие космические задачи, в том числе исследование Луны, а также полеты к другим планетам.
Параллельно идут работы по созданию сверхтяжелой ракеты, запуск которой намечен на 2028 год. Ее предполагаемая грузоподъемность – 100 тонн. К концу следующего года должно быть завершено эскизное проектирование ракеты.
Как сообщил в своем «Твиттере» глава «Роскосмоса» Дмитрий Рогозин, в настоящее время обсуждается технический облик «сверхтяжа».