РЕАКТОРНАЯ ТЕХНИКА РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ И БЫВШЕГО СССР

Авторы работ:Макаров Илья (10 кл.), Региональный центр экологического образования и воспитания экополигона "Чистая Ижора", г. Гатчина.

Компьютерная графика: Макаров Илья.

Руководители работы: Мирошкина С.М., Гарусов Е.А., Красильников Ю.А.,Вижуткина Л.П..

Находясь в группе "Остановить катастрофы", я заинтересовался именно реакторной техникой. Почему? Да потому, что именно в этой части мировой энергетики происходили многочисленные крупные радиационные аварии, яркий тому пример Чернобыль. Мне интересно было узнать о строении реакторов, энергетических реакциях, проходящих в них. Теперь обо всем этом я хочу рассказать вам.

В бывшем Союзе основными типами реакторов были водо - водяные энергетические реакторы (сокращенно - ВВЭР) и реакторы большой мощ-ности, канальные (сокращенно - РБМК), имеющие уран - графитовую структуру.

Начнем с рассмотрения структур РБМК. Атомные электростанции такого типа работают по одноконтурной системе, т. е. пар, подаваемый на лопатки турбин, образуется непосредственно в реакторе (далее - аппарат). После нагрева аппарате, вода направляется в барабаны - сепараторы, где пар освобождается от конденсата, пар направляется к турбине, а конденсат через доохладители и насосы обратно в аппарат. Отработанный пар от турбин направляется в конденсатор для охлаждения, после чего через барабаны - сепараторы, систему доохлаждения и насосы направляется в аппарат.

Схема 1. Схема электростанции с реактором РБМК

Разрез энергоблока:
1. Реактор с защитной графитовой кладкой,
2. нижняя биологическая защита,
3. верхняя биологическая защита,
4. водяная защита,
5. главный циркуляционный насос,
6. разгрузочно - загрузочная машина,
7. барабан - сепаратор.

Аппарат размещается в шахте на опорной конструкции. Вокруг него смонтирован кольцевой водяной бак биологической защиты и защитные нижняя и верхняя конструкции. Стенки шахты выполнены из железобетона и вместе с биозащитой обеспечивают нормальную работу реактора. Внутри реакторное пространство заполнено колоннами из графитовых блоков с центральными отверстиями. В отверстия графитовой кладки установлены технологические каналы (ТК) и каналы системы управления и защиты (СУЗ).

В ТК помещаются тепловыделяющие сборки (ТВС) из трубчатых топливных элементов с ядерным топливом внутри - таблетки двуокиси урана. В каналы СУЗ помещаются исполнительные органы - поглощающие нейтроны стержни, заполненные карбидом бора.

В реакторе РБМК предусмотрена возможность замены ТК и каналов СУЗ при ремонтах на остановленном и расхоложенном аппарате.

Перегрузка ядерного топлива производится на работающем аппарате посредством разгрузочно - загрузочной машины (РЗМ).

Для предотвращения окисления графита и улучшения его охлаждения в аппаратном пространстве циркулирует смесь гелия с азотом.

Наряду с энергетическими канальными реакторами существуют и исследовательские аппараты. Один из таких аппаратов - реактор канально - бассейного типа - МР. Назначения у таких реакторов различны. С помощью одних получают разные изотопы, с помощью других - нейтроны различных энергий и т. д..

В ПИЯФ работает реактор ВВР - М, тепловой мощностью 16 МВт. Научные работники института готовятся к пуску реактора ПИК, тепловой мощностью 100 МВт.

Схема 2. Схема исследовательского реактора МР

Основное оборудование АЭС с реакторами ВВЭР. Среди реакторов водо-водяного типа к числу наиболее освоенных у нас в стране от-носятся реакторы ВВЭР-440. В последние годы основными становятся блоки с реакторами ВВЭР - 1000. Схема расположения основного оборудования первого контура реактора ВВЭР-1000 показана на схеме.

В состав реакторной установки входит сам реактор и главный циркуляционный контур (ГЦК), состоящий из 4 петель. Каждая петля включает в себя главный циркуляционный трубопровод Ду-800, парогенератор (ПГ) и главный циркуляционный насос (ГЦН). Ту часть петли, по которой теплоноситель поступает из реактора в парогенератор, называют "горячей" ниткой, а ту, по которой возвращается в реактор-"холодной". ГЦН устанавливается на "холодной" нитке. На блоках с ВВЭР - 440 и на головном блоке с ВВЭР - 1000 имеется возможность отключения петель от реактора главными запорными задвижками (ГЗЗ). На серийных блоках с ВВЭР-1000 ГЗЗ отсутствуют.

Увеличение единичной мощности реакторных установок типа ВВЭР показано в таблице 1. Из этой таблицы видно, что рост единичной мощности реактора достигнут не только за счет увеличения диаметра корпуса и, соответственно, увеличения размеров активной зоны, но и за счет повышения средних значений удельной плотности теплового потока. Это достигается увеличением скорости воды в активной зоне.

Корпус реактора сварен из нескольких толстостенных цилиндрических обечаек и сферического днища. Толщина корпуса определяется тем давлением, которое он должен выдерживать. Чем выше давление внутри реактора, тем выше будут параметры пара на выходе из парогенератора, тем выше тепловая экономичность АЭС.

Современная технология производства корпусов реакторов позволяет изготовлять корпуса, выдерживающие давление до 16 МПа.

Сферическая крышка реактора конструктивно совмещена с чехлами, в которые устанавливаются приводы системы управления и защиты (СУЗ), и называется верхним блоком реактора. Он состоит из блока защитных труб (БЗТ), корзины, активной зоны, экрана и шахты с днищем.

Корзина служит для размещения в ней активной зоны, собранной из ТВС. Каждая ТВС состоит из стержневых твэлов диаметром 9,1 мм, в каждом из которых в герметичной цилиндрической оболочке из циркониевых сплавов содержится ядерное топливо в виде таблеток из двуокиси урана. В задачу БЗТ входит удержание ТВС от всплытия под действием потока теплоносителя, поступающего снизу, и защита от повреждения при перемещении вверх - вниз кассет или сборок автоматического регулирования и ком-пенсации реактивности (АРК). Выемная шахта необходима для организации потока теплоносителя через реактор снизу вверх. Теплоноситель из ГБК поступает в реактор через нижние (холодные) патрубки в зазор между стенкой шахты и корпусом реактора и, охлаждая его, направляется вниз. Там он, пройдя отверстия в днище шахты, попадает в нижнюю камеру смешения, а затем направляется вверх к активной зоне. Проходя через тепловыделяющие сборки активной зоны, теплоноситель омывает твэлы, отбирая от них тепло, выделяющееся в результате деления урана. Подогретый теплоноситель про-ходит через БЗТ в верхнюю камеру смешения и выходит из реактора через верхние (горячие) патрубки, затем, пройдя по главному циркуляционному трубопроводу в парогенератор, передает там тепло второму контуру.

На первых АЭС с ВВЭР применялись бес сальниковые ГЦН, имевшие такие недостатки, как высокая стоимость, низкий КПД и др. На АЭС с ВВЭР - 1000 их сменили ГЦН - 195, которые имеют механическое уплотнение вала и более высокую производительность. Недопустимость утечки из насоса во внешнюю среду радиоактивной воды - одно из основных требований, предъявляемых к ГЦН. Насосы с механическим уплотнением вала обеспечивают ограниченные и довольно стабильные утечки, контролируемые во время эксплуатации. Насосы устанавливают на шаровых опорах, что позволяет им перемещаться при температурных расширениях главного циркуляционного трубопровода. ГЦН - 195 имеет маховик на валу электродвигателя, который позволяет ему при прекращении электропитания в течение 30 с обеспечивать циркуляцию теплоносителя с расходом, достаточным для нормального охлаждения активной зоны.

Другими словами, инерция маховика в такой аварийной ситуации, какой является отключение электропитания ГЦН, позволяет избежать перерыва в циркуляции теплоносителя через активную зону и нарушения целостно-сти оболочек твэлов из-за перегрева. В течение же 30 с должно быть восстановлено электропитание ГЦН или подключена система аварийного охлаждения зоны (САОЗ).

На АЭС с ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 установлены парогенераторы (ПГ) горизонтального типа, представляющие собой цилиндрические сосуды диаметром более 3 и длиной 12-15 м. Теплоноситель поступает в ПГ снизу через горячий коллектор и выходит из него через холодный коллектор. От горячего коллектора к холодному теплоноситель проходит через систему трубок (трубчатку). На ВВЭР-440 таких трубок в каждом ПГ более 5 тыс., диаметр 16 мм. На ВВЭР - 1000 число трубок. в каждом ПГ увеличено в 3 раза, а диаметр уменьшен до 12 мм. Доступ для контроля металла в местах варки трубок в коллекторы и для заглушивания трубок, ставших в ходе эксплуатации негерметичными , осуществляется сверху через люки в коллекторах, закрываемые крышками. В проекте АЭС для выполнения таких работ дистанционно, чтобы не подвергать облучению персонал, предусмотрено специальное оборудование. Доступ в ПГ для контроля состояния трубчатки и сварных швов коллекторов со стороны второго контура осуществляется через люк, расположенный в торцевой части ПГ.

В систему первого контура АЭС с реакторами ВВЭР входит также компенсатор объема (КО), предназначенный для компенсации температурных изменений объема теплоносителя. КО подключается к одной из петель ГБК в его не отключаемой части как можно ближе к реактору.

"Паровая подушка" в компенсаторе объема держит под рабочим давлением всю реакторную установку, поэтому КО называют еще компенсатором давления. В нижней части КО, где при всех режимах работы имеется вода, установлены электрические нагреватели. Часть нагревателей находится постоянно в работе для возмещения тепловых потерь, а остальные включаются по команде регулятора давления. Система компенсации объема используется также для создания давления при пуске и для ограничения отклонений давления в аварийных режимах. Минимальное начальное давление в КО создается азотом.

Сброс пара из парового объема КО осуществляется через предохранительные клапаны (ПК). Из-за радиоактивности пара выброс его в атмосферу недопустим, поэтому он поступает под воду в барботер (или барботажный бак), вода из которого по мере необходимости сливается в баки "грязного" конденсата. Из общего объема барботера вода занимает при-мерно 2/3 части. Проходя через эту воду (барботируя), пар попадает в верхнюю (паровую) часть барботера, куда подается азот для предотвращения образования гремучей смеси. Вся эта газовая смесь поступает на фильтры спец газоочистки (СГО) и только после этого направляется в вентиляционную трубу.

Корпус реактора находится под воздействием нейтронного потока и требует периодического контроля состояния металла корпуса и сварных швов. На первых реакторах типа ВВЭР возможность такого контроля отсутствовала, в современных конструкциях такая возможность предусмотрена: между сухой защитой и корпусом реактора имеется свободное пространство с шириной сечения 720 мм.

Для пуска, нормальной и аварийной остановки реактора, перехода с одного уровня мощности на другой служит система управления и защиты реактора (СУЗ). СУЗ состоит из компенсирующих, регулирующих и аварийных стержней. Компенсирующие стержни служат для компенсации избыточной реактивности, регулирующие поддерживают мощность постоянной или меняют ее по заданию оператора, а стержни аварийной зашиты (АЗ) обеспечивают быстрое прекращение реакции деления (остановку реактора) при наступлении аварийной ситуации. Так как механизмы воздействия на реактивность всех стержней одинаковы, во многих случаях их функции объединяются. В качестве материала, поглощающего нейтроны, в стержнях СУЗ используется бор. В реакторах типа ВВЭР вещество, поглощающее нейтроны, добавляют в теплоноситель. Таким веществом является раствор борной кислоты. Борное регулирование позволяет существенно уменьшить количество органов СУЗ и обеспечивает компенсацию медленных изменений реактивности, связанных в основном с выгоранием топлива и изменением его изотопного состава.

В настоящее время на основе опыта работы головного блока ВВЭР-1000 на Нововоронежской АЭС создан серийный блок ВВЭР-1000.

На каждом блоке АЭС с реактором ВВЭР - 440 установлено по две турбины К-220-44 мощностью 220 МВт каждая. На головном блоке с реактором ВВЭР - 1000 установлены две турбины по 500 МВт (V блок НВАЭС).

На серийных блоках АЭС с ВВЭР - 1000 устанавливается по одной турбине мощностью 1000 Мвт.

Таблица

Приведем яркий пример аварии на атомной электростанции.

Тихо на улице,
Чисто в квартире-
Спасибо реактору
Номер четыре.
Украинский фольклор.

26 апреля 1986 года на четвертом энергоблоке Чернобыльской АЭС произошла одна из крупнейших аварий на атомных реакторах. Ровно в 1 час 24 минуты ночи прозвучали роковые взрывы. В момент взрыва погиб один человек - Ходемчук Валерий Ильич. Он находился в помещении ГЦН и исполнял обязанности старшего оператора насосов. К сожалению, после аварии многие зарубежные газетные издания писали много лжи насчет аварии. По их словам, например, во время взрыва погибли тысячи или даже миллионы людей.

Этапы аварии. В результате подключения двух резервных ГЦН увеличился расход теплоносителя через аппарат. Температура теплоносителя на входе приблизилась к температуре на выходе из реактора. Началась кавитация - резкое вскипание теплоносителя с последующими гидроударами. Началось сильное запаривание ГЦН и технологических каналов:

Создалась ситуация, при которой было необходимо заглушить реактор. По команде Акимова Топтунов нажал кнопку "АЗ-5", при которой в реактор "падают" все 211 стержней. Но реактор был в расплавленном состоянии и стержни заклинило. Происходит разрушение каналов:

Но в активной зоне остались "мертвые" концевики стержней, которые приносят положительную реактивность. Произошел взрыв:

После взрыва лишь немногие смогли понять, что произошел именно взрыв. У многих ответственных людей "крутились" в голове мысли насчет того, что взорвался не реактор, а что-то другое, аварийный бак СУЗ, например.

Но правильное решение было принято уже поздно, 26 апреля в 21.00, когда прилетел из Москвы зам пред Совмина СССР Б. Е. Щербина. Примерно в то же время было принято решение об эвакуации г. Припять. Проведение эвакуации населения было назначено на утро 27 апреля.

До сентября построили "саркофаг" (радиационную защиту окружающей среды от воздействия излучений, исходящих из руин 4-го блока).

Перечень сокращений

Эти сокращения только для раздела о Чернобыльской аварии!

Используемая литература:

1. Атомная наука и техника СССР, Энергоатомиздат, 1987 год.;
2. Дозиметрист АЭС, В. П. Романов,
3. Энергоатомиздат, 1986 год.
4. Чернобыль, Ю. Щербак, Наука и техника,1990 год.

	Перейти к оглавлению