Атомная энергетика

Энергетика
Реакторы с тяжелой водой под давлением
Проектные параметры и характеристики ВВЭР-СКД
Использование тория
реактор ВВЭР-СКД
Расчеты выгорания рабочих ТВС и ТВС с МА.
реактор БН-350
Конструкция реактора
Опыт эксплуатации РУ БН-350
Вывод из эксплуатации реактора на быстрых нейтронах БН-350
Баксанская нейтринная обсерватория
Основные типы реакторов, принятые к промышленной реализации
АЭС с уран-графитовыми канальными реакторами

Основные типы реакторов, принятые к промышленной реализации

Классификация ядерных энергетических реакторов

По физическим признакам различают реакторы на тепловых, промежуточных и быстрых нейтронах; реакторы уранового, плутониевого или ториевого цикла; реакторы — размножители.

Техническая классификация проводится, как правило, по следующим признакам:

вид теплоносителя и замедлителя (водо–водяные тепловые ядерные реакторы, с тяжеловодным или графитовым замедлителем, реакторы на быстрых нейтронах с натриевым или гелиевым теплоносителем, реакторы с органическим теплоносителем и замедлителем и т.д.);

агрегатное состояние водного теплоносителя (водо–водяные энергетические реакторы с водой под давлением, пароохлаждаемые реакторы на быстрых нейтронах);

элемент, в котором создается давление теплоносителя (корпусные, канальные, канально-корпусные ядерные реакторы);

число контуров теплоносителя (реакторы одноконтурные, с прямым паро- или газотурбинным циклом, двухконтурные с парогенератором и трехконтурные – с промежуточным контуром, отделяющим первый реакторный контур от паросилового контура);

структура и форма активной зоны (гетерогенные и гомогенные ядерные реакторы с активными зонами в форме цилиндра, параллелепипеда или сферы);

возможность перемещения (стационарные, транспортные или транспортабельные ядерные реакторы);

время действия (ядерные реакторы непрерывного действия, импульсные, прерывистого действия).

Ядерные реакторы классифицируются также по эксплуатационным признакам – в зависимости от режима работы и способа перегрузок.

АЭС с водо-водяными энергетическими реакторами с водой под давлением

 Водо-водяной энергетический реактор – ВВЭР, западный аналог – PWR (Pressurized Water Reactor) – самый распространенный тип реактора для АЭС (рис.3.1). Это легководные корпусные реакторы на тепловых нейтронах, в которых вода является замедлителем и теплоносителем. Вода находится под давлением, поэтому не кипит, циркулируя через реактор и парогенератор. Образующийся в парогенераторе пар по второму контуру попадает в турбину. Размеры активных зон водо-водяных реакторов весьма умерены, что позволяет располагать их в прочных корпусах, принимающих на себя давление теплоносителя. В реакторах этого типа применяются стержневые тепловыделяющие элементы (твэлы) с топливом из диоксида урана и оболочками из циркониевых сплавов. Обогащение по урану-235 составляет 3-5%.

Рис.3.1. Принципиальная схема АЭС с реактором с водой под давлением:

1 – корпус (контеймент); 2 – стержни СУЗ; 3 – прочный корпус реактора; 4 – активная зона; 5 – главный циркуляционный насос; 6 – парогенератор; 7 – питательный насос; 8 – конденсатор; 9 – турбина; 10 – генератор; 11 – циркуляционный насос; 12 – трубопровод внешнего охладителя

Первые АЭС с реакторами водо-водяного типа были построены в России и США. Российские реакторы ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 имеют активные зоны, выполненные из набора шестигранных кассет. В реакторе ВВЭР-1000 активную зону составляет 151 кассета с размером под ключ 238 мм, в каждой из которых находится 317 твэлов. Наружный диаметр корпуса 4,5 м, высота 10,8 м (для PWR мощностью 500 МВт диаметр корпуса составляет 3,9 м, высота 13,5 м).

По данным на начало 2006 г. в мире находились в эксплуатации 53 энергоблока с водо-водяными корпусными реакторами ВВЭР. Из них 14 – в России, 13 – на Украине, по 6 – в Болгарии, Чехии и Словакии, 4 – в Венгрии, 2 – в Финляндии, 1 – в Китае и 1 – в Армении. Общая электрическая мощность всех АЭС такого типа составляет около 3,6·104 МВт.

В мире отдается предпочтение АЭС с реакторами PWR. На начало 2007 г. в мире находились в эксплуатации 214 энергоблоков с такими реакторами. Из них 69 – в США, 58 – во Франции, 24 – в Японии, 15 – в Корее, 12 – в Германии, по 7 – в Испании и Бельгии, 6 – в Китае, по 3 – в Швеции и Швейцарии, по 2 – в Бразилии, Южной Африке и Тайване, по 1 – в Голландии, Пакистане, Словении и Великобритании. Общая электрическая мощность всех АЭС такого типа составляет около 2,1·105 МВт.

АЭС с водо-водяными кипящими реакторами

 Кипящий реактор с водным замедлителем и теплоносителем (BWR – Boiling Water Reactor) – разновидность легководного реактора, в котором вода кипит, превращается в пар, непосредственно вращающий турбину (рис.3.2). Реакторы этого типа получил наибольшее развитие в США. К реакторам такого типа относится рассмотренный выше опытный реактор ВК-50.

Рис.3.2. Принципиальная схема АЭС с кипящим реактором:

1 – корпус (контеймент); 2 – прочный корпус реактора; 3 – активная зона; 4 – стержни СУЗ;

5 – главный циркуляционный насос; 6 – конденсатор; 7 – турбина питательный насос; 8 –генератор;

9 – циркуляционный насос; 10 – трубопровод внешнего охладителя

BWR – реактор кассетного типа со стержневыми твэлами из диоксида урана с обогащением по урану-235 до 3 — 4% и оболочками из сплавов циркония. В реакторах с кипящей водой установлены решетки твэлов более редкие, чем в реакторах с водой под давление, поэтому размеры активной зоны и корпуса здесь большие. Диаметр корпуса в промышленных реакторах с кипящей водой составляет 5,4 м, высота 18,3 м. В то же время парогенераторы в системе одноконтурных реакторов этого типа отсутствуют, поэтому реакторный контур может быть размещен под защитной оболочкой меньших размеров (практически тех же, что и для PWR).

В эксплуатации находятся 92 энергоблока с реакторами такого типа. Из них 35 – в США, 29 – в Японии, 8 – в Швеции, 6 – в Германии, 4 – на Тайване, по 2 – в Швейцарии, Индии, Испании, Мексике и Финляндии. Общая электрическая мощность всех АЭС такого типа составляет около 8,3·104 МВт.

Ядерные реакторы