ТЕХНОЛОГИЯ ПРОИЗВОДСТВА ЭЛЕКТРОЭНЕРГИИ НА ЭЛЕКТРОСТАНЦИЯХ

Электростанции
ОБЩИЕ СВЕДЕНИЯ И ТИПЫ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ
Тепловые станции
  • Парогенератор
  • Основные энергетические насосы КЭС
  • Газотурбинные установки
  • Теплофикационные электростанции
  • Общее знакомство с паровой турбиной ТЭС
  • Атомные станции
  • Перспективы атомных электростанций
  • Нейтрон
  • Основные компоненты ядерного реактора
  • Классификация ядерных реакторов
  • Тепловые контуры атомных станций
  • Экономическая эффективность ядерной энергии
  • Основные типы реакторов,
    принятые к промышленной реализации
  • АЭС с уран-графитовыми канальными реакторами
  • АЭС с реакторами на быстрых нейтронах (БН)
  • Неоклассическая диффузия
    в магнитном поле токамака
  •  

    Классификация реакторов

    Классификация ядерных реакторов

    Ядерные реакторы можно классифицировать по различным параметрам. Приведем наиболее используемые из них.

    1. По характеру использования:

    Энергетические реакторы предназначены для получения электрической и тепловой энергии, используемой в энергетике, при опреснении воды, для привода силовых установок кораблей, самолётов и космических аппаратов, в производстве водорода и металлургии и т. д. Тепловая мощность современных энергетических реакторов достигает единиц ГВт.

    Многоцелевой ЯР предназначен для одновременного решении нескольких задач, например: производства электроэнергии, опреснения морской воды и воспроизводства ядерного топлива, или производства электроэнергии и тепла для централизо­ванного теплоснабжения (двухцелевые АТЭЦ), или расширенного воспроизводства ядерного топлива и производства электроэнергии (БН-600, БН-800).

    Транспортабельный ЯР – малогабаритный реактор для передвижной (транспортабельной) ЯЭУ.

    Транспортный ЯР используется в качестве источника энергии ус­тановки, обеспечивающей движение транспортного средства (корабля, ракеты).

    Газофазный ЯР- реактор с урановой плазмой при температуре 105 оС внутри цилиндрической полости, окруженной ураном, играющим роль и от­ражателя нейтронов. При давлении 50÷100 МПа создается критичность для ЦР, энергия деления передается лучистым теплообменом теплоно­сителю. Такие ЯР удобны для кратковременного использования в режиме ядер­ного ракетного двигателя.

    Экспериментальные реакторы предназначены для изучения различных свойств материалов, значение которых необходимо для проектирования и эксплуатации ядерных реакторов; мощность таких реакторов не превышает нескольких кВт.

    Гибридный ЯР - комбинация термоядерного реактора, являющегося ис­точником нейтронов высоких энергий (~14МэВ), и реактора деления, состоящего из делящихся и сырьевых нуклидов - бланкета, располо­женного вокруг термоядерного реактора. В бланкете происходит деление нуклидов, в том числе сырьевых, воспроизводство топлива и выделение тепла от торможения продуктов реакций синтеза и деления.

    Термоэлектрический ЯР - преобразователь, в котором тепло, возникаю­щее в активной зоне, передается к термоэлектрическим преобразовате­лям типа кремний-германиевых элементов, образующих генератор электроэнергии.

    Термоэмиссионный ЯР - преобразователь, в котором встроены электрогенерирующие каналы, преобразующие тепловую энергию в элек­трическую благодаря термоэлектронной эмиссии.

    Термоядерный ЯР - устройство, в котором при сверхвы­соких температурах порядка 108 °С и выше происходят реакции слия­ния (синтеза) легких ядер (водорода, дейтерия, трития) в более тяже­лые, сопровождающиеся выделением огромных количеств энергии.

    Исследовательские ЯР - реакторы, в которых потоки нейтронов и гамма-квантов, создаваемые в активной зоне, используются для исследований в области ядерной физики, физики твёрдого тела, радиационной химии, биологии; для испытания материалов, предназначенных для работы в интенсивных нейтронных потоках (в т. ч. деталей ядерных реакторов); для производства изотопов. Мощность исследовательских реакторов не превосходит 100 МВт. Выделяющаяся энергия, как правило, не используется.

    Импульсный ЯР генерирует с определенной периодичностью крат­ковременные импульсы потока нейтронов и γ-квантов длительностью от нескольких десятков микросекунд до нескольких секунд с полным числом нейтронов за импульс до 1020. Используются в основном для изучения материалов и приборов в интенсивном излучении, а также для определения сечений взаимодействия нейтронов с ядрами различных веществ.

    Учебный ЯР предназначен для проведения лабораторных работ и практических занятий в целях изучения ядерных превращений и нейтронно-физических процессов.

    Облучательный ЯР – неэнергетический реактор, в котором используются нейтроны, γ-излучеиие и энергия осколков деления для различных целей: обработки материалов для изменения их свойств; ускорения химиче­ских реакций; активационного анализа состава материалов; биомеди­цинского облучения; облучения пищевых продуктов; накачки энергии в активное вещество лазеров и др.

    2. По размещению топлива:

    Гетерогенный ЯР – реактор, в котором топливо применяется в твердом виде и размещается в активной зоне отдельными блоками, окруженными за­медлителем. Размеры блоков топлива и расстояние между ними больше длины свободного пробега нейтрона, т. е. среда активной зоны для нейтрона неоднородна.

    Гомогенный ЯР- реактор, в котором активная зона состоит из смеси топлива и замедлителя в виде суспензии или жидкого раствора, который одно­временно выполняет и функцию теплоносителя. Расстояние между ядрами топлива и замедлителя меньше длины пробега нейтрона.

    Гомогетерогенный ЯР- реактор, в котором активная зона является гетероген­ной по отношению к твэлам и теплоносителю, а сами твэлы представ­ляют собой твердую гомогенную смесь топлива и замедлителя.

    3. По виду топлива и химическому составу:

    Урановый - ЯР, в котором в качестве делящегося нуклида использует­ся 235U в виде природного или обогащенного урана.

    Уран-плутониевый - ЯР с уран-плутониевым топливным циклом, в котором топливом является делящийся 235U, воспроизводящий 238U и воспроизводимый 239Рu. Начальная критическая масса может быть обес­печена любым делящимся нуклидом или их комбинацией.

    Уран-ториевый - ЯР с ториевым топливным циклом, в котором в со­ставе топлива используется воспроизводящий 232Th, воспроизводимый 233U, а начальная критическая масса может быть обеспечена любым из делящихся нуклидов или их комбинацией.

    ЯР на металлическом топливе с легирующими добавками (Ni, Mo, Zr, Fe и др.).

    ЯР на керамическом топливе: оксиды UO2, U3O8, карбиды UC, UC2; силициды USi2 и др., или их смеси типа UO2 + PuO2 и т.п.

    ЯР на металлокерамическом топливе, когда частицы керамического топлива размещены в металлической матрице (Ti, Al, Zr и др.).

    ЯР на жидком (растворы или расплавы солей урана) и газообразном (UF6) топливе.

    4. По виду теплоносителя:

    ЯР с водяным теплоносителем (H2O, D2O);

    ЯР с газовым теплоносителем (CO2, He, воздух, N);

    Реактор с органическим теплоносителем;

    Органический – ЯР с органическим теплоносителем, имеющим более высокую температуру кипения, чем вода. В основном это углеводороды, недостатком которых является радиационная и термическая нестойкость. Большое содержание углерода и водорода в органическом веществе позволяет использовать его одновременно и как замедлитель нейтронов для создания малогабаритных активных зон.

    ЯР с жидкометаллическим теплоносителем (Na, K, Li, Na+K эвтектика;

    Реактор на расплавах солях.

    5. По роду замедлителя:

    графит;

    природная вода;

    тяжелая вода;

    бериллий, окись бериллия;

    гибриды металлов.

    6. По спектру (энергии) нейтронов:

    Реактор на тепловых нейтронах:

    Тепловой (на тепловых нейтронах) - ЯР с таким количеством замед­лителя, в котором спектр нейтронов деления превращается в спектр тепловых нейтронов, производящих деление ядер топлива.

    Водо-водяной (ВВР, LWR) - ЯР, в котором вода одновременно являет­ся замедлителем нейтронов и теплоносителем. Есть два типа ВВР: кипящие (ВВРК, ВК, BWR) и под давлением (ВВРД, PWR). Энергети­ческие ВВР под давлением являются основным типом ЯР для АЭС в СССР (ВВЭР) и в мире (PWR).

    Кипящий - одна из разновидностей ВВР (ВК, BWR), в активной зоне которого происходит кипение: часть воды превращается в пар, который - после сепарации поступает непосредственно на турбину.

    Водо-графитовый - ЯР на тепловых нейтронах с графитовым замед­лителем и водяным теплоносителем.

    Воспроизводящий - ЯР, в котором одновременно с выгоранием пер­вично загруженных делящихся нуклидов 235U, 233U, 239Pu происходит накопление нового (вторичного) топлива из ядерного сырья (238U, 232Th) в виде делящихся нуклидов (239Pu, 233U). При КВ>1 такие ЯР называ­ют размножителями (бридеры или конвертеры).

    Высокотемпературный газовый (ВТГР, HTR) - ЯР на тепловых ней­тронах с графитовым замедлителем и газовым теплоносителем (обычно гелием), предназначенный для получения высокопотенциального теп­ла (до 1000°С) с непосредственным использованием его в энергоемких отраслях промышленности – химии, металлургии.

    Реактор на быстрых нейтронах:

    Бридер - реактор-размножитель, в котором сжигаемое и воспроизво­димое топливо представляет собой изотопы одного и того же химиче­ского элемента (например, сжигается 235U, а воспроизводится 233U).

    Быстрый (на быстрых нейтронах) - ЯР, в котором ЦР деления ядер­ного топлива осуществляется быстрыми нейтронами. В нем отсутст­вует замедлитель. В качестве топлива используется плутоний или обо­гащенный уран. Имеет небольшие габариты активной зоны.

    Конвертер - реактор-размножитель, в котором сжигаемое и воспроизводимое ядерное топливо представляет собой изотопы различных хи­мических элементов (например, сжигается 235U, а воспроизводится 239Рu).

    Реактор на промежуточных нейтронах

    Промежуточный (резонансный) - ЯР с незначительным количеством замедлителя, в связи, с чем большинство делений ядер производят нейтроны промежуточных (резонансных) энергий, не успевающие замедлиться до тепловой энергии.

    7. По конструкционным особенностям:

    Канальный – гетерогенный ЯР, в активной зоне которого топливо и теплоноситель содержатся в отдельных герметических каналах, способных выдержать необходимое давление теплоносителя. Замедлитель находится между каналами.

    Корпусной – ЯР (типа ВВЭР), активная зона которого находится в стальном или предварительно напряженном железобетонном корпусе, способном выдержать необходимое давление теплоносителя и термические нагрузки. Такой реактор компактен и относительно прост в эксплуатации.

    Бассейновый – активная зона такого ЯР расположена внутри бассейна.

    Выбор проектов реакторных установок для строительства АЭС следующего поколения, которое начинается уже сейчас, показывает, что во всем мире предпочтение пока отдается эволюционному направлению развития реакторной техники с учетом требований эксплуатирующих организаций. Для новых проектов проводится более глубокий анализ аварий, в том числе тяжелых, с применением методов вероятностной оценки. Выход проектов ряда стран на международный рынок и создание совместных проектов потребовали международного согласования критериев проектирования и требований по безопасности, что с успехом продемонстрировано Францией и Германией (проект реактора EPR), США и Японией (усовершенствованные реакторы ABWR и APWR), США и Кореей (проект стандартизированной АЭС System 80+).

    ТЕХНОЛОГИЯ ПРОИЗВОДСТВА ЭЛЕКТРОЭНЕРГИИ НА ЭЛЕКТРОСТАНЦИЯХ