Устойчивость и безопасность ядерных энергетических установок

Размещено на http://www.allbest.ru//

Размещено на http://www.allbest.ru//

МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ

РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ

ФЕДЕРАЛЬНОЕ ГОСУДАРСТВЕННОЕ БЮДЖЕТНОЕ

ОБРАЗОВАТЕЛЬНОЕ УЧРЕЖДЕНИЕ ВЫСШЕГО ОБРАЗОВАНИЯ

«Белгородский государственный технологический

университет им. В.Г. Шухова»

Кафедра «Теоритической и прикладной химии»

Расчетно-графическое задание

по дисциплине:

«Ядерно-энергетические установки»

на тему:

«Устойчивость и безопасность ядерных энергетических установок»

Выполнил:

студент гр. РБ-41

Мандриков Д.Н.

Проверил:

доц. Едаменко О. Д.

Белгород 2018



Введение

Ядерная энергетика является важной и неотъемлемой частью мировой экономики. К началу 1988 г. в 26 странах мира на атомных электростанциях (АЭС) эксплуатировалось более 420 энергоблоков с суммарной установленной мощностью около 300*103 МВт. Их доля в выработке электроэнергии составляет 16%.В СССР к началу 1988 г. на 16 АЭС эксплуатировалось 45 энергоблоков. Доля АЭС в общей выработке электроэнергии в стране составляла 11,2%. 

Развитие ядерной энергетики началось с пуска 27 июня 1954 г. в СССР в г. Обнинске Первой АЭС мощностью 5000 кВт. Ее эксплуатация убедительно доказала техническую возможность превращения ядерной энергии в электрическую в промышленных масштабах. Человечество получило возможность использовать новый, чрезвычайно высококалорийный источник энергии, который позволит в перспективе резко сократить потребление традиционного органического топлива для выработки электроэнергии. Была продемонстрирована возможность создания и использования на АЭС материалов, оборудования и приборов такого качества и с такими характеристиками, которые обеспечили высокий уровень надежности и безопасности эксплуатации в отношении окружающей среды, населения и эксплуатационного персонала. 

После пуска Первой АЭС приступили к строительству более мощных АЭС, при этом преследовалась цель доказать их экономическую конкурентоспособность с электростанциями на органическом топливе. Этот период практически завершился в 60-х годах. Начиная с 70-х годов развертывается широкое строительство мощных АЭС. Темпы развития ядерной энергетики определяются конкретными условиями и прежде всего ресурсами органического топлива. В странах, обеспеченных органическим топливом, наращивание мощностей АЭС шло более медленными темпами.



1. Основные предпосылки быстрого роста ядерной энергетики

Ядерное топливо характеризуется высокой калорийностью (удельное тепловыделение ядерного топлива примерно в 105 - 106 раз выше, чем органического топлива). Поэтому на основе ядерной энергетики можно развивать энергетическую базу районов, лишенных собственных запасов энергетического сырья, без увеличения транспортных расходов на его доставку. К таким районам относится европейская часть СССР, где проживает свыше 60% населения и производится свыше 80% промышленной продукции. Поэтому именно в европейской части развернулось строительство мощных АЭС. 

Другое важное преимущество ядерных установок -- малое в условиях нормальной эксплуатации загрязнение окружающей среды. Традиционные электростанции в процессе работы расходуют для сжигания топлива огромное количество кислорода, выбрасывают в окружающую среду продукты сгорания топлива, в том числе и такие вредные вещества, как оксиды азота и серы, а при работе на твердом топливе -- и значительные количества золы. Суммарное производство электроэнергии на АЭС в год в настоящее время эквивалентно сжиганию на ТЭС 100 - 350 т нефти. ТЭС электрической мощностью 1000 МВт потребляет в год 10 тыс. т. угля, производя при этом 27 тыс. т. углекислого газа, 300 т. диоксида серы, 100 т. оксидов азота и 100 т. золы. Содержащиеся в золе вредные тяжелые металлы (мышьяк, свинец, кадмий и др) остаются в биосфере. Рабочий процесс в ядерных энергетических установках (ЯЭУ) практически не связан с окружающей средой, за исключением сброса тепла -- теплового загрязнения на холодном источнике цикла (охлаждение конденсаторов турбин), но аналогичное воздействие на окружающую среду оказывают и традиционные тепловые электростанции (ТЭС). 

Более чем 40-летний опыт эксплуатации АЭС во всем мире показал, что они действительно могут быть экономичными (в среднем электрическая энергия, вырабатываемая на АЭС, в 2 раза дешевле, чем на ТЭС, сжигающих уголь) и экологически чистыми. Но этот же опыт свидетельствует, что в результате нарушения правил эксплуатации станций могут возникнуть утечки радиоактивных сред, как это было в США, ФРГ, Великобритании и в СССР -- в Чернобыле. Ядерный реактор и ЯЭУ -- в целом чрезвычайно сложные технические системы, требующие к себе особо ответственного подхода и при проектировании, и при изготовлении, и при эксплуатации. Как и в других сложных технических системах, здесь особенно ярко высвечивается проблема взаимодействия человека и машины. Высокую потенциальную опасность представляют такие современные промышленные объекты, как крупные гидротехнические сооружения, химические комбинаты, газовые хранилища, комбинаты по производству и переработке ядерного топлива, ракетно-космическая техника. Авария на АЭС в Чернобыле, на американской АЭС «Три-Майл-Айленд», взрыв на химическом комбинате в индийском городе Бхопал, гибель американского космического корабля «Челенджер», катастрофы на море и на железной дороге показали, что проблема взаимодействия человека и машины в полной мере еще не решена и требует неустанного внимания. Как подчеркнул, комментируя причины аварии в Чернобыле, академик В. А. Легасов:« враг -- не техника сама по себе, а наше некомпетентное, безответственное обращение с ней». Главной причиной аварии в Чернобыле по выводам правительственной комиссии явилось последовательное нарушение целого ряда положений регламента эксплуатации. Дополнительно указано, что конструкция реактора не исключала возможности развития аварии при ошибочных действиях персонала. Введенные после аварии конструкционные изменения исключают возможность подобных аварий на реакторах такого типа. Поставлена задача создания нового поколения реакторов, обладающих более высоким уровнем внутренней безопасности. 

Авария в Чернобыле обострила дискуссию о целесообразности дальнейшего использования ядерной энергии. Ученые различных стран мира дают однозначный ответ о возможности безопасного и экономичного использования ядерной энергии. По мнению комиссии Европейского экономического сообщества (ЕЭС) по охране окружающей среды, охране интересов потребителей и ядерной безопасности приемлемой с экономической, экологической и энергетической точек зрения альтернативы развитию АЭС у человечества нет. Несмотря на значительные усилия, предпринимаемые ЕЭС по выработке жестких нормативов на выбросы оксидов серы и азота и твердых частиц, заметного прогресса в этом вопросе с 1983 г. не достигнуто. Накопление в атмосфере диоксида углерода и ряда других продуктов сгорания органического топлива уже к 2030 г. может привести к парниковому эффекту и глобальному росту температуры на 4,5 0С. В результате уровень мирового океана поднимется на 0,8 -- 1,7 м. В этих условиях становится очевидной необходимость продолжения строительства АЭС. 

Более того, ядерная энергетика в экономике многих стран занимает столь значительное место, что отказ от нее уже просто невозможен.

Использование ядерной энергии стало одним из направлений технического прогресса. 

Развитие ядерной энергетики в СССР до настоящего времени базировалось на ядерных реакторах двух основных типов: водо-водяных корпусных реакторах в двухконтурных установках и канальных с графитовым замедлителем в одноконтурных установках. В установках обоих типов используется паротурбинный цикл. Водо-водяные реакторы являются самым распространенным типом в мировой энергетике. 

Водо-водяные корпусные реакторы можно использовать в двухконтурных схемах с некипящей водой под давлением в первом контуре и в одноконтурных схемах с кипением воды в активной зоне. В отечественной практике используются преимущественно реакторы с водой под давлением, которые в стационарной энергетике получили название водо-водяных энергетических реакторов (ВВЭР). Преимуществами таких реакторов (по сравнению с канальными) являются их большая компактность, позволяющая все оборудование первого контура герметизировать в защитной оболочке, простые коммуникации, более простые условия управления работой реактора. Однако для них требуются тяжелые толстостенные корпуса большого диаметра, работающие при высоких давлениях в условиях облучения мощными потоками нейтронов топливо перегружается с остановкой реактора ограничены возможности повышения параметров пара перед турбиной невозможна организация ядерного перегрева пара.

Реакторы типа ВВЭР используются на АЭС в нашей стране с 1964 г. (1-й блок Нововоронежской АЭС им. 50-летия СССР). В настоящее время они успешно эксплуатируются также на Кольской, Ровенской, Запорожской, Калининской, Балаковской и других АЭС на территории бывшего СССР и за рубежом (ГДР, Финляндии и др.). Сооружаются они и на ряде новых АЭС. 

Мощным импульсом к использованию водо-водяных реакторов на отечественных АЭС явилось создание специализированного производственного объединения «Атоммаш» в г. Волгодонске. После 1986 г. принято решение о развитии отечественной ядерной энергетики на базе реакторов типа ВВЭР. На всех действующих блоках проведены мероприятия по повышению эффективности аварийной защиты, совершенствованию систем локализации аварий, повышению надежности технологического оборудования. Разработан проект энергоблока повышенной безопасности АЭС-88, предусматривающий дополнительные пассивные системы безопасности. Первый блок по новому проекту был введен в 1993 г. 

Конструкция канального реактора с графитовым замедлителем была предложена в СССР в 40-х годах. Для выработки электроэнергии канальные реакторы использованы на Первой АЭС, Сибирской АЭС (1958 г.), Белоярской АЭС им. И. В. Курчатова (1964 г.), на ряде мощных АЭС -- Ленинградской им. В. И. Ленина (1973 г.), Курской, Смоленской, Игналинской и др. 

К главным преимуществам такого типа реакторов можно отнести: возможность реализации больших единичных мощностей; отсутствие единого тяжелого корпуса, затрудняющего изготовление и транспортировку реактора; возможность секционирования реактора; создание реакторов различной мощности из стандартных секций заводского изготовления; возможность осуществления ядерного перегрева пара в активной зоне реактора и получения высоких параметров, а следовательно, и повышения КПД цикла; возможность непрерывной перегрузки топлива без остановки реактора. 

Использование канальных реакторов обеспечило быстрое наращивание мощностей на АЭС до пуска «Атоммаша». В 1987 г. на их долю приходилось около половины установленных мощностей (13 блоков мощностью до 1000 МВт и 2 блока по 1500 МВт). 

Авария на 4-м блоке Чернобыльской АЭС в 1986 г. с разрушением реактора и выходом радиоактивных продуктов в окружающую среду привлекла к реакторам этого типа пристальное внимание специалистов и мировой общественности. Здесь же еще раз отметим, что причиной аварии было последовательное нарушение регламента эксплуатации. В этих условиях проявились и недостатки конструкции реакторов: положительный паровой коэффициент реактивности, что делает реактор нестабильным на малых уровнях мощности; недостаточное быстродействие систем аварийной защиты активной зоны (АЗ); недостаточность технических средств, автоматически приводящих реактор в безопасное состояние.

Организационные и технические мероприятия, выполненные на всех действующих энергоблоках с реакторами РБМК-1000 и РБМК-1500, полностью исключают возможность быстрого неконтролируемого разгона реактора. Обеспечено снижение положительного парового коэффициента реактивности за счет снижения содержания графита в активной зоне и повышения обогащения топлива нуклидом 235U до 2,4%. Время срабатывания защиты сокращено с 18 -- 20 до 10 -- 12 с. Установлены дополнительные стержни-поглотители. Разработана и опробована на двух блоках Ленинградской и Игналинской АЭС быстрая аварийная защита (БАЗ), обеспечивающая ввод в активную зону стержней-поглотителей за 2 -- 2,5 с. Подобные системы БАЗ с 1989 г. внедрены на всех действующих энергоблоках с канальными реакторами. 

Как показывает всесторонний анализ, проведенный специалистами, ни один из недостатков реакторов РБМК, проявившихся при аварии на 4-ом блоке Чернобыльской АЭС, не является неустранимым в ядерных канальных водо-графитовых реакторах и не является органически присущим реакторам данного типа. 

Рассмотренные типы реакторов работают на тепловых нейтронах, и в них используется в качестве делящегося нуклида 235U (содержание которого в природном уране составляет около 0,7%). Перспективы развития ядерной энергетики связывают со строительством реакторов на быстрых нейтронах, с вводом которых в широкую эксплуатацию можно будет использовать сырьевой нуклид 238U. В СССР в 1973 г. пущен первый в мире крупный энергетический реактор на быстрых нейтронах БН-350 электрической мощностью 150 МВт, в 10-й пятилетке пущен реактор БН-600 электрической мощностью 600 МВт (Белоярская АЭС). Установки выполнены по трехконтурной схеме. В качестве теплоносителя первого контура в реакторах применен жидкий натрий. Реакторы других типов -- на быстрых и тепловых нейтронах с газовым теплоносителем, на тепловых нейтронах с органическим теплоносителем, водо-водяные реакторы с кипящим теплоносителем (широко распространенные за рубежом) и др. -- широкого распространения в ядерной энергетике не получили. 

Перечислим основные тенденции, наблюдавшиеся в стационарной ядерной энергетике до настоящего времени:

1. Увеличение единичной мощности блоков АЭС. Так, мощность канальных реакторов увеличилась с 5 МВт на Первой АЭС до 1000 МВт на Ленинградской, Курской, Чернобыльской, Смоленской АЭС и до 1500 МВт на Игналинской АЭС. Растет мощность и ВВЭР, и реакторов на быстрых нейтронах.

2. Увеличение мощности АЭС. Установленные мощности АЭС уже достигают 4000 МВт (Ленинградская АЭС -- четыре блока по 1000 МВт). Проектная мощность ряда других станций составляет 4000 -- 6000 МВт. 

3. Повышение параметров теплоносителя первого контура и параметров пара перед турбиной. Это особенно наглядно видно на примере развития блоков Нововоронежской АЭС. 

4. В связи с быстрым ростом доли АЭС в энергосистеме повышаются требования к их маневренности с возможностью изменения нагрузки в диапазоне от 100 до 50%. 

Подавляющее большинство ЯЭУ работает в настоящее время на насыщенном паре. На Белоярской АЭС впервые в мире осуществлен ядерный перегрев пара до 783 К, что позволило получить высокий КПД (~37%). При разработке канальных реакторов нового поколения РБМК-ЮОО их создатели временно отказались от перегрева пара. Широкие перспективы использования перегретого пара открываются с применением реакторов на быстрых нейтронах с жидким металлом в качестве теплоносителя. Благодаря высокой температуре натрия на выходе из реактора можно получить перегретый пар высоких параметров. 

По мере развития ядерной энергетики все большее внимание стали привлекать вопросы использования энергетических реакторов для целей централизованного теплоснабжения. 

Тепло с конденсационных станций уже длительное время используется для теплоснабжения поселков при АЭС. 

Наиболее эффективно с экономической точки зрения комбинированное производство тепла и электроэнергии на атомных тепловых электроцентралях (АТЭЦ). Но это потребует приближения к крупным промышленным центрам. В настоящее время считается рациональным размещение АТЭЦ на расстоянии 20 -- 40 км от крупных городов. В 1973 г. была введена Билибинская АТЭЦ. На ней сооружено четыре теплофикационных блока на базе реакторов канального типа общей электрической мощностью 48 МВт с суммарным отпуском тепла около 115 МВт. Успешный опыт эксплуатации свидетельствует о возможности создания надежных и экономически эффективных АТЭЦ небольшой мощности. 

Атомная станция теплоснабжения (ACT) предназначена производить только пар низких параметров и горячую воду. В связи с этим снижаются параметры (давление, температура) рабочего контура собственно реакторной установки, что уменьшает ее стоимость и делает более простыми средства обеспечения безопасности, позволяет приблизить ACT к потребителям тепла.



2. Технические основы ядерной энергетики

2.1 Устройство энергетических ядерных реакторов

Энергетический ядерный реактор - это устройство в котором осуществляется управляемая цепная реакция деления ядер тяжелых элементов, а выделяющаяся при этом тепловая энергия отводится теплоносителем. Главным элементом ядерного реактора является активная зона. В нем размещается ядерное топливо и осуществляется цепная реакция деления. Активная зона представляет собой совокупность определенным образом размещенных тепловыделяющих элементов, содержащих ядерное топливо. В реакторах на тепловых нейтронах используется замедлитель. Через активную зону прокачивается теплоноситель, охлаждающий тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы). В некоторых типах реакторов роль замедлителя и теплоносителя выполняет одно и то же вещество, например обычная или тяжелая вода. Для управления работой реактора в активную зону вводятся регулирующие стержни из материалов, имеющих большое сечение поглощения нейтронов. Активная зона энергетических реакторов окружена отражателем нейтронов - слоем материала замедлителя для уменьшения утечки нейтронов из активной зоны. Кроме того, благодаря отражателю происходит выравнивание нейтронной плотности и энерговыделения по объему активной зоны, что позволяет при данных размерах зоны получить большую мощность, добиться более равномерного выгорания топлива, увеличить продолжительность работы реактора без перегрузки топлива и упростить систему теплоотвода. Отражатель нагревается за счет энергии замедляющихся и поглощаемых нейтронов и гамма-квантов, поэтому предусматривается его охлаждение.

Активная зона, отражатель и другие элементы размещаются в герметичном корпусе или кожухе, обычно окруженном биологической защитой.

2.2 Требования к конструкциям активной зоны и ее характеристики

Активная зона реактора должна быть спроектирована так, чтобы исключалась возможность непредусмотренного перемещения ее составляющих, приводящего к увеличению реактивности. Основной конструктивной деталью гетерогенной активной зоны является ТВЭЛ, в значительной мере определяющий ее надежность, размеры и стоимость. В энергетических реакторах, как правило, используются стержневые твэлы с топливом в виде прессованных таблеток двуокиси урана, заключенных в оболочку из стали или циркониевого сплава. ТВЭЛы для удобства собираются в тепловыделяющие сборки (ТВС), которые устанавливаются в активной зоне ядерного реактора. В ТВЭЛах происходит генерация основной доли тепловой энергии и передача ее теплоносителю. Более 90% всей энергии, освобождающейся при делении тяжелых ядер, выделяется внутрь ТВЭЛов и отводится обтекающим твэлы теплоносителем. ТВЭЛы работают в очень тяжелых тепловых режимах: максимальная плотность теплового потока от ТВЭЛа к теплоносителю достигает 1 - 2*106 Вт/ м2, тогда как в современных паровых котлах она равна 2 - 3*105 Вт/м2. Кроме того, в сравнительно небольшом объеме ядерного топлива выделяется большое количество теплоты, т.е. энергонапряженность ядерного топлива также очень высока. Удельное тепловыделение в активной зоне достигает 108 -109 Вт/м3, в то время как в современных паровых котлах оно не превышает 107Вт/м3. Большие тепловые потоки, проходящие через поверхность ТВЭЛов, и значительная энергонапряженность топлива требуют исключительно высокой стойкости и надежности ТВЭЛов. Помимо этого, условия работы ТВЭЛов осложняются высокой рабочей температурой, достигающей 300 - 600 oС на поверхности оболочки, возможностью тепловых ударов, вибрацией, наличием потока нейтронов ( флюенс достигает 1027 нейтрон/м2).

К ТВЭЛам предъявляются высокие технические требования: простота конструкции; механическая устойчивость и прочность в потоке теплоносителя, обеспечивающая сохранение размеров и герметичности; малое поглощение нейтронов конструкционным материалом ТВЭЛа и минимум конструкционного материла в активной зоне; отсутствие взаимодействие ядерного топлива и продуктов деления с оболочкой ТВЭЛов, теплоносителем и замедлителем при рабочих температурах. Геометрическая форма ТВЭЛа должна обеспечивать требуемое соотношение площади поверхности и объема и максимальную интенсивность отвода теплоты теплоносителем от всей поверхности ТВЭЛа, а также гарантировать большую глубину выгорания ядерного топлива и высокую степень удержания продуктов деления. ТВЭЛы должны обладать радиационной стойкостью, иметь требуемые размеры и конструкцию, обеспечивающие возможность быстрого проведения перегрузочных операций; обладать простотой и экономичностью регенерации ядерного топлива и низкой стоимостью.

В целях безопасности надежная герметичность оболочек ТВЭЛов должна сохраняться в течение всего срока работы активной зоны (3 - 5 лет) и последующего хранения отработавших ТВЭЛов до отправки на переработку (3 - 4 года). При проектировании активной зоны необходимо заранее установить и обосновать допустимые пределы повреждения ТВЭЛов (количество и степень повреждения). Активная зона проектируется таким образом, чтобы при работе на протяжении всего ее расчетного срока службы не превышались установленные пределы повреждения ТВЭЛов . Выполнение указанных требований обеспечивается конструкцией активной зоны, качеством теплоносителя, характеристиками и надежностью системы теплоотвода. В процессе эксплуатации возможно нарушение герметичности оболочек: образование микротрещин, через которые газообразные продукты деления выходят из ТВЭЛа в теплоноситель; возникновение дефектов, при которых возможен прямой контакт топлива с теплоносителем.

Активная зона энергетического реактора должна быть спроектирована так, чтобы внутренний механизм взаимодействия нейтронно-физических и теплофизических процессов при любых возмущениях коэффициента размножения устанавливал новый безопасный уровень мощности. Практически безопасность ядерной энергетической установки обеспечивается, с одной стороны, устойчивостью реактора ( уменьшением коэффициента размножения с ростом температуры и мощности активной зоны), а с другой стороны - надежностью системы автоматического регулирования и защиты.

В целях обеспечения безопасности конструкция активной должна исключать возможность образования критических масс делящихся материалов при разрушении активной зоны и расплавлении ядерного топлива. При конструировании активной зоны должна быть предусмотрена возможность введения поглотителя для прекращения цепной реакции в любых случаях, связанных с нарушением охлаждения активной зоны.

Активная зона, содержащая большие объемы ядерного топлива для компенсации выгорания, отравления и температурного эффекта, имеет как бы несколько критических масс. Поэтому каждый критический объем топлива должен быть обеспечен средствами компенсации реактивности. Они должны размещаться в активной зоне таким образом, чтобы исключить возможность возникновения локальных критических масс.

В активной зоне теплового реактора должен находиться замедлитель - вещество, ядра которого имеют малое массовое число. В качестве замедлителя применяют графит, тяжелую или легкую воду, берилий, органические жидкости. Тепловой реактор может работать даже на естественном уране, если замедлителем служит тяжелая вода или графит. При других замедлителях необходимо использовать обогащенный уран. От степени обогащения топлива зависят необходимые критические размеры реактора, с увеличением степени обогащения они меньше. Существенным недостатком реакторов на тепловых нейтронах является потеря медленных нейтронов в результате захвата их замедлителем, теплоносителем, конструкционными материалами и продуктами деления. Поэтому в таких реакторах в качестве замедлителя, теплоносителя и конструкционных материалов необходимо использовать вещества с малыми сечениями захвата медленных нейтронов. В реакторах на промежуточных нейтронах, в которых большинство актов деления вызывается нейтронами с энергией, выше тепловой (от 1 эВ до 100 кэВ ), масса замедлителя меньше, чем в тепловых реакторах. Особенность работы такого реактора состоит в том, что сечение деления топлива с ростом деления нейтронов в промежуточной области уменьшается слабее, чем сечение поглощения конструкционных материалов и продуктов деления. Таким образом, растет вероятность актов деления по сравнению с актами поглощения. Требования к нейтронным характеристикам конструкционных материалов менее жесткие, их диапазон шире. Следовательно, активная зона реактора на промежуточных нейтронах может быть изготовлена из более прочных материалов, что дает возможность повысить удельный теплосъем с поверхности нагрева реактора. Обогащение топлива делящимся изотопом в промежуточных реакторах вследствие уменьшения сечения должно быть выше, чем в тепловых.

В активной зоне реактора на быстрых нейтронах размещаются ТВЭЛы с высокообогащенным топливом. Активная зона окружается зоной воспроизводства, состоящей из ТВЭЛов, содержащих топливное сырье (обедненный уран, торий).

Вылетающие из активной зоны нейтроны захватываются в зоне воспроизводства ядрами топливного сырья, в результате образуется новое ядерное топливо. Особым достоинством быстрых реакторов является возможность организации в них расширенного воспроизводство ядерного топлива, т.е. одновременно с выработкой энергии производить вместо выгоревшего ядерного топлива новое. Для быстрых реакторов не требуется замедлитель, а теплоноситель не должен замедлять нейтроны.



3. Перспективные реакторы и анализ их систем безопасности

3.1 АЭС с реакторами ВВЭР нового поколения

3.1.1 Общие сведения

В России новой вехой в развитии ядерной энергетики станет создание перспективного энергоблока с водо-водяным реактором повышенной безопасности и экономичности ВВЭР-1500. Об этом, как сообщили СМИ, заявил начальник Управления по атомному машиностроению и приборостроению Минатома России Геннадий Коряков на международной конференции "Радиационная безопасность: обращение с радиоактивными отходами и облученным ядерным топливом» в Санкт-Петербурге".

Энергоблоки третьего поколения призваны стать основой электроэнергетики на ближайшее будущее. Их концепция базируется на эволюции энергоагрегатов с реакторами типа ВВЭР и реакторами на быстрых нейтронах. Она предусматривает более совершенные эксплуатационные характеристики. Представитель Росатома России уточнил, что, согласно оптимальному варианту "Стратегии развития атомной энергетики России в первой полови-не XXI века", предусматривается строительство АЭС с энергоблоками ново-го поколения и пролонгация срока службы действующих энергоблоков на 10-15 лет.

3.1.2 Основные требования к безопасности АЭС с реакторами ВВЭР нового поколения

Безопасность остается приоритетным направлением при эксплуатации АЭС и разработке новых проектов АЭС.

Под безопасностью АЭС обычно понимают такие свойства АЭС, которые позволяют предотвратить отрицательное воздействие радиоактивных веществ и ионизирующего излучения на персонал, население и окружающую среду. ядерный станция реактор безопасность

При этом различают проблемы безопасности при нормальной эксплуатации (минимизация выбросов и сбросов, облучения персонала, объема радиоактивных отходов и т.д.) и при авариях на АЭС (а в настоящее время, особенно при тяжелых "запроектных" авариях, несмотря на то, что они имеют очень малую вероятность).

Проекты действующих отечественных АЭС с ВВЭР имеют солидный запас, позволяющий реализовать непрерывный процесс усовершенствований, обеспечивающий соответствие постоянно повышающимся требованиям безопасности и экономичности, а также продление сроков их эксплуатации с сохранением конкурентоспособности.

Тем не менее, тенденции на укрепление позиций ядерной энергетики приводят к необходимости разработки АЭС с ВВЭР, обеспечивающих существенное повышение уровня безопасности за счет качественного улучшения свойств "внутренней самозащищенности" и развитого применения "пассивных" элементов в системах безопасности при одновременном упрощении и удешевлении проектных решений и повышении единичной мощности энергоблоков.

Эти тенденции предопределили необходимость создания АЭС третьего поколения. Достигнутый уровень науки и техники позволяет уверенно прогнозировать скорое практическое воплощение таких технологий АЭС, для которых невозможна ситуация с тяжелым повреждением реактора, то есть невозможны недопустимые выбросы радиоактивных веществ в окружающую среду. Эта технология получила название "Атомная энергетика, свободная от катастроф" или "АЭС четвертого поколения". Атомная электростанция, оснащенная такими технологиями в сочетании с конкурентоспособными экономическими характеристиками, является безупречным энергоисточником для развитого общества.

Пассивные системы могут самостоятельно выполнять все функции безопасности без активных систем и без вмешательства оператора. Эти системы способны функционировать даже в случае полной потери электроснабжения собственных нужд АЭС, включая аварийные источники переменного тока. В свою очередь активные системы могут обеспечивать безопасность при наличии энергоснабжения и управляющих воздействий.

В проекте АЭС с ВВЭР-1500 реализован принцип совмещения функций нормальной эксплуатации и безопасности в одних и тех же механизмах. При этом в случае возникновения аварийных режимов не требуется никаких специальных переключений.

В проекте АЭС с ВВЭР-1500 для целей локализации продуктов аварии применены две защитные оболочки с вентилируемым пространством между ними. Внутренняя защитная оболочка обеспечивает герметичность объема, в котором размещена реакторная установка и воспринимает внутренние аварийные нагрузки. Внешняя оболочка способна противостоять всем природным, техногенным и антропогенным воздействиям на АЭС, характерным для конкретного места размещения АЭС. Удаление и очистка всех протечек из внутренней оболочки в вентилируемое пространство обеспечивается двумя типами независимых вентиляционных систем: активной и пассивной.

Аварийная остановка реактора обеспечивается как традиционными механическими органами защиты, число которых увеличено до 121, так и быстрым вводом в первый контур борной кислоты. Механическая система защиты позволяет обеспечить (с учетом застревания одного из органов регулирования) остановку и расхолаживание реактора до температуры менее 100°С без ввода борной кислоты. Это увеличивает безопасность АЭС при авариях, приводящих к глубокому расхолаживанию первого контура или связанных с несанкционированным попаданием в реактор чистой воды.

Системы пассивного отвода тепла (СПОТ) от парогенераторов обеспечивают неограниченно длительный отвод тепла от реакторной установки к окружающему воздуху через специальные теплообменники, при авариях сопровождающихся полной и длительной потерей источников переменного тока на АЭС. Пассивная аварийная подпитка первого контура борным раствором при авариях с потерей теплоносителя первого контура, осуществляемая на гравитационном принципе с помощью системы гидроемкостей, позволяет обеспечить аварийное заполнение активной зоны без ввода в действие активных систем аварийной подпитки.

В проектах АЭС нового поколения предусмотрены системы для управления запроектными авариями, связанными с плавлением ядерного топлива. Для обеспечения безопасности в этом случае предусмотрены технические средства удержания расплава в корпусе реактора, а если это по каким-либо причинам не получится, то - в специальном устройстве, размещенном под корпусом реактора.

Прогнозируемое дальнейшее развитие концепции легководных реакторов должно с очевидностью про-демонстрировать технический потен-циал и развитую промышленную базу, которые дол-жны давать максимальную отдачу и решать эко-номические задачи как ближайшего будущего, так и отдаленной перспективы. 

3.2 Реакторы на быстрых нейтронах (БН)

3.2.1 Общие сведения

Дальнейшее развитие атомной энергетики связано с решением нескольких основных проблем - сырья, радиоактивных отходов (РАО) и отработанного ядерного топлива (ОЯТ). Для решения этих задач необходимо развитие реакторов на быстрых нейтронах, которые могут нарабатывать топливо и дожигать накопленные атомными станциями отходы. Правильность выбора такой стратегии развития атомной энергетики и ее возможность подтверждает опыт эксплуатации реактора БН-600, который надежно работает на Белоярской АЭС уже 28-й год.

Дальнейшая работа по быстрым реакторам связана с проектированием новых энергоблоков повышенной безопасности с улучшенными экономическими показателями. Большое значение для практического комплексного освоения быстрых реакторов и топливного цикла имеет реализация проекта БН-800. Энергоблоки мощностью 800 МВт с реакторами на быстрых нейтронах, являются по существу модифицированной и улучшенной версией БН-600.

3.2.2 Безопасность работы реакторов на быстрых нейтронах

Сложность установки, применение такой агрессивной среды как натрий при высокой температуре, высокая энергонапряженность активной зоны реактора и очень жесткие условия работы ТВС, наконец, уникальность установки потребовали принятия ряда специальных схемных и конструктивных решений для обеспечения высокого уровня безопасности ее работы. Так, в схемы и конструкции реактора и его систем заложены следующие основные технические решения и использованы специальные системы, которые обеспечивают ядерную, радиационную и общую техническую безопасность как при нормальных, так и при аварийных ситуациях: 

- высоконадежная система управления и защиты реактора, способная обеспечить поддержание мощности реактора на любом необходимом уровне и быстрое гашение ядерной реакции при превышении рабочих параметров сверх установленных значений; 

- интегральная компоновка реактора, при которой все основное оборудование и трубопроводы первого контура находятся внутри корпуса реактора, что исключает необходимость в многочисленных помещениях и разветвленной системе трубопроводов большого диаметра с высокорадиоактивным натрием; 

- корпус реактора и вспомогательные трубопроводы первого контура заключены в страховочные кожухи, предотвращающие утечку натрия даже при разрыве корпуса; 

- компоновка оборудования контуров обеспечивает даже при обесточивании собственных нужд достаточный теплоотвод от реактора за счет естественной циркуляции натрия; 

- предусмотрена система автоматики и блокировок, обеспечивающая безопасные и наиболее благоприятные условия работы реактора и оборудования; 

- система электроснабжения механизмов собственных нужд для целей аварийного расхолаживания предусматривает питание электроэнергией от различных автономных источников высокой надежности; 

- биологическая защита реактора, при которой уровень излучений в обслуживаемых помещениях не превышает регламентированного при любых режимах;

- система трех последовательных барьеров с целью исключения распространения продуктов деления во внешнюю среду; 

- средства контроля герметичности ТВС; 

- вентиляционные системы, обеспечивающие очистку на специальных фильтрах радиоактивного воздуха и газов перед выбросом в атмосферу; 

- пространственное разнесение систем, обеспечивающих безопасность установки; 

- комплекс систем, обеспечивающих аварийную защиту, отключе-ние и сброс давления в парогенераторе (или отдельной его секции) при появлении межконтурной течи в нем; 

- комплекс систем пожаротушения натрия; 

- применение промежуточного (второго) натриевого контура для полного исключения возможности контакта радиоактивного натрия первого контура в парогенераторе с водой; 

- низкое давление в корпусе реактора (менее 0,2 МПа); 

- высокая тепловая инерция активной зоны и корпуса реактора, что существенно облегчает течение некоторых аварийных режимов. 

- дополнительная к имеющимся штатным и действующая на пассивных принципах система прекращения цепной реакции в реакторе, включающая борные стержни, взвешенные потоком теплоносителя над активной зоной, - при снижении расхода теплоносителя ниже 50% поглощающие нейтроны стержни самопроизвольно опускаются в активную зону и глушат реактор без достижения им предельных температур. 

Многолетняя эксплуатация быстрых реакторов подтвердила достаточность и эффективность предусмотренных мер обеспечения безопасности. За 25 лет эксплуатации реактора БН-600 не было ни аварий со сверхнормативными выбросами радиоактивности, ни облучения персонала и тем более местного населения. Быстрые реакторы продемонстрировали высокую устойчивость в работе и управлении.

Перевод атомной энергетики, наряду с "тепловыми" реакторами, на быстрые реакторы-бридеры, а также на замкнутый топливный цикл позволит создать безопасную энергетическую технологию, в полной мере отвечающую требованиям устойчивого развития человеческого общества



4. Расчётная часть РГЗ

Выполнить физико-нейтронный расчет гомогенного ядерного реактора на урановом горючем. В результате расчета определить степень обогащения горючего нуклидом 235U.

Исходные данные: замедлитель - вода; Н = 1,2 м; R = 2,4 м; К0эф = 1,24; а = 60; Х5: 2,4 %; 3,4 %; 4,4%.; уа3 = 0,66 барн; уа5 = 694 барн; уа8 = 2,71 барн; уf5 = 582 барн; Lзам = 0,0288 м; ф = 3,04*10-3 м2.

Исходным уравнением для физико-нейтронного расчета реактора является уравнение, выражающее зависимость эффективного коэффициента размножения нейтронов в реакторе от размеров и состава активной зоны:

, (1)

где: К? - коэффициент размножения нейтронов в среде бесконечных размеров; В2 - геометрический (материальный) параметр реактора, м-2; ф - возраст нейтронов, м2; L2 - квадрат длины диффузии нейтронов, м2.

Кэф1 = К?1*е-В^2*ф/(1+B2*L21) = 0,55*e-2,46^2*3,04*10^-3/(1+2,462*5,6*10-4) = 0,54

Кэф2 = К?2*е-В^2*ф/(1+B2*L22) = 0,7*e-2,46^2*3,04*10^-3/(1+2,462*5*10-4) = 0,69

Кэф3 = К?3*е-В^2*ф/(1+B2*L23) = 0,82*e-2,46^2*3,04*10^-3/(1+2,462*4,5*10-4) = 0,8

Определение геометрического параметра. По заданным размерам активной зоны определяемая геометрический (материальный) параметр по формуле (2):

(2)

где: R - радиус активной зоны, м; Н - высота активной зоны, м.

B = ((2,4/1,2)2 + (р/2,2)2)1/2 = 2,46 м-2.

Значение К? определяется из уравнения «четырех сомножителей» (3):

К? = Е·з?и?? , (3)

где: Е - коэффициент размножения на быстрых нейтронах для гомогенного реактора принимается равным 1; ц - вероятность избежания резонансного захвата замедляющихся нейтронов ядрами урана-238 принимается самостоятельно в интервале ц = 0,92 ч 0,94; и - коэффициент использования тепловых нейтронов; з - количество быстрых нейтронов деления, приходящихся на одно поглощение теплового нейтрона.

Для вычисления и, предварительно необходимо определить состав активной зоны по замедлителю и урану.

K?1 = E*з*и*ц = 1*0,93*0,33*1,78 = 0,55

K?1 = E*з*и*ц = 1*0,93*0,4*1,87 = 0,7

K?1 = E*з*и*ц = 1*0,93*0,46*1,91 = 0,82

Количество ядер замедлителя в единице объема находят по формуле (4):

, (4)



где: NA = 6,023·1023 - число Авогадро, 1/моль; г3 - плотность замедлителя, г/см3; А3 - массовое число замедлителя, г/моль.

NЗ = ( NA*гЗ)/АЗ = 6,023*1023*1*18 = 1,08*1025.

Количество ядер горючего урана, в единице объема определяется в соответствии с заданной величиной a по формуле (5):

, (5)

где: а - количество ядер замедлителя, приходящихся на одно ядро урана.

Nv = NЗ/a = 1,084*1025/60 = 1,81*1023.

Определенное количество ядер урана состоит из двух изотопов: урана-235 (N5) и урана-238 (N8). Следовательно, количество каждого изотопа будет зависеть от обогащения урана-238 (Х8) и урана-235 (Х5).

, , .

Для X5 = 2,4 %:

N5 = X5/100*Nv = 2,4/100*1,81*1023 = 4,3*1021;

N8 = Nv - N5 = 1,77*1023.

Для X5 = 3,4 %:

N5 = X5/100*Nv = 3,4/100*1,81*1023 = 6,2*1021;

N8 = Nv - N5 = 1,75*1023.

Для X5 = 4,4 %:

N5 = X5/100*Nv = 4,4/100*1,81*1023 = 8*1021;

N8 = Nv - N5 = 1,73*1023.

Коэффициент использования тепловых нейтронов рассчитывается по формуле:

, (6)

где: уа3 - микроскопическое эффективное сечение поглощения ядер замедлителя; уа5 - микроскопическое эффективное сечение поглощения ядер урана-235; уа8 - микроскопическое эффективное сечение поглощения ядер урана-238.

И1 = 1/( 1+ (уа3*NЗ/(уа5*N5 + уа8*N8)) = 1/( 1+ (0,66*1,08*1025/(694*4,3*1021 + +2,71*1,77*1023))) = 0,33

И2 = 1/( 1+ (уа3*NЗ/(уа5*N5 + уа8*N8)) = 1/( 1+ (0,66*1,08*1025/(694*6,2*1021 + +2,71*1,75*1023))) = 0,4

И2 = 1/( 1+ (уа3*NЗ/(уа5*N5 + уа8*N8)) = 1/( 1+ (0,66*1,08*1025/(694*8*1021 + +2,71*1,73*1023))) = 0,46

Количество быстрых нейтронов деления з, приходящихся на одно поглощение теплового нейтрона ураном, находится по зависимости:

, (7)

где: уf5 - микроскопическое эффективное сечение деления урана-235.

з1 = 2,47*уf5/(уа5 + уа8*N8/N5) = 2,47*582/(694+2,71*1,77*1023/4,3*1021) = 1,78.

з2 = 2,47*уf5/(уа5 + уа8*N8/N5) = 2,47*582/(694+2,71*1,75*1023/6,2*1021) = 1,87.

з3 = 2,47*уf5/(уа5 + уа8*N8/N5) = 2,47*582/(694+2,71*1,73*1023/8*1021) = 1,91.

Определение величины и и з ведется для трех значений обогащения урана Х5. Поэтому необходимо предварительно задаться этими значениями в пределах от Х5 = 2% до Х5 = 5%. Три значения величины в указанном интервале принимается самостоятельно (например, 2; 3; 5 или 2,5; 3,5; 4,5). Таким образом, имеющиеся значения величин е, ц, и, з позволяют рассчитать коэффициент К? по формуле (3) для трех значений обогащений урана. Значение возраста нейтронов ф, входящее в первое уравнение, принимается по замедлителю нейтронов ф = фзам.

Квадрат длины диффузий нейтронов L2 определяется по формуле:

, (8)

где: Lзам - длина диффузии нейтронов для принятого в расчете замедлителя, и - коэффициент использования тепловых нейтронов ураном.

L21 = L2зам*(1 - и) = 0,02882*(1 - 0,33) = 5,6*10-4

L22 = L2зам*(1 - и) = 0,02882*(1 - 0,4) = 5*10-4

L23 = L2зам*(1 - и) = 0,02882*(1 - 0,46) = 4,5*10-4

Имея значения К?, ф и L2 , по формуле (1) рассчитывается величина эффективного коэффициента размножения нейтронов в активной зоне реактора. Результат этого расчета представляется в виде графика:

(9)

Пересечение горизонтальной линии, соответствующей величине с полученной зависимостью Кэф = f(Х5) покажет необходимое значение Х5о.

Ответ: требуемая степень обогащения урана-235 согласно графика составляет 12,3 %.



Вывод

Безопасность и устойчивость ЯЭУ определяется техническим совершенством проектов, требуемым качеством изготовления, монтажа, наладки и испытаний элементов и систем ЯЭУ, их надежностью при эксплуатации, диагностикой состояния, качеством и своевременностью ремонтов и устранения отказов, проведения технического обслуживания, организацией работ по технологическим картам, квалификацией и дисциплиной персонала.

Ядерная безопасность ЯЭУ обеспечивается системой технических и организационных мер, в том числе за счет:

- использования и развития свойств внутренней самозащищенности;

- применения концепции глубокоэшелонированной защиты;

- использования систем безопасности, построенных на основе принципов резервирования, пространственного и физического разделения, функциональной независимости, единичного отказа и т.д.;

- использования надежных, проверенных практикой технических решений и обоснованных методик;

- выполнения норм, стандартов, требований правил и других нормативных документов по безопасности, а также строгого соблюдения требований, указанных в проекте;

- формирования и внедрения культуры безопасности;

- применения системы обеспечения качества на этапах жизненного цикла ЯЭУ (проектирование, строительство, ввод в эксплуатацию, эксплуатация ЯЭУ);

- комплектования персонала ЯЭУ в соответствии с требованиями нормативных документов.

Размещено на Allbest.ru