Основные элементы ядерных реакторов. Вторая часть

Теплоноситель. Отбор теплоты из активной зоны реакторов может осуществляться двумя принципиально различными способами: теплоноситель под давлением прокачивается независимо через каждый рабочий канал или через всю активную зону, причем давление в первом случае воспринимается стенками технологических каналов, во втором— корпусом реактора. Поэтому реактор первого типа называется канальным, второй — корпусным.

Основными материалами теплоносителей служат вода, газы, жидкие металлы и органические жидкости. Вода — наиболее распространенный теплоноситель (и замедлитель) реакторов АЭС.

Основным требованием, предъявляемым к воде в ядерной энергетике, является ее чистота. Это вызвано тем, что под действием воды материалы реактора и всего контура подвергаются коррозии и эрозии, продукты которых вызывают наведенную активность теплоносителя. Кроме того, под действием излучения происходит разложение воды на водород и кислород (радиолиз), образуется и перекись водорода. Смесь этих газов взрывоопасна, а наличие растворенных в воде газов существенно влияет на ускорение коррозионных процессов в контуре. Поэтому вода во время работы реактора очищается на ионообменных или высокотемпературных неорганических фильтрах.

Реакторы с водяным теплоносителем и замедлителем называют водо-водяными реакторами (ВВР), а с водяным теплоносителем и графитовым замедлителем — водографитовыми реакторами (ВГР). Их часто называют также легководными (теплоноситель— обыкновенная вода), тяжело водными (теплоноситель — тяжелая вода) пли уран-графитовыми (горючее — уран, замедлитель — графит) реакторами.

Реакторы с водяным теплоносителем подразделяют на не кипящие, работающие в водном режиме, и кипящие, в которых пар получается непосредственно в активной зоне.

Наибольшее распространение среди газовых теплоносителей получил углекислый газ, который используется в сочетании с графитовым замедлителем. Гелий благодаря высокой теплопроводности, почти в 10 раз большей, чем теплопроводность углекислого газа, является перспективным теплоносителем для реакторов на быстрых нейтронах и для заполнения кладок канальных реакторов. Однако он очень текуч и дорог, что сдерживает его применение на крупных энергетических установках. Воздух можно считать приемлемым теплоносителем. Однако он сильно активируется за счет присутствия аргона, поэтому в крупных энергетических реакторах в зоне больших потоков нейтронов его не применяют.

Газы имеют малую вероятность захвата (сечение) тепловых нейтронов, низкую теплоемкость и малый коэффициент теплопередачи, что требует больших объемов при их прокачке через активную зону. Уменьшение объемов прокачиваемых газов ведет к увеличению давления на корпус реакторов, что затрудняет создание корпусов высокого давления, Однако газы можно нагревать до высоких температур. Верхний температурный предел нагрева газа ограничивается предельно допустимой температурой конструкционных материалов твэлов и активной зоны. Создание высокотемпературных материалов позволило довести нагрев газа в современных реакторах более чем до 1000 °С.

Жидкие металлы являются хорошим теплоносителем и используются в основном в реакторах па быстрых нейтронах. Это объясняется тем, что эти металлы обладают хорошими теплофизическими свойствами. Высокая температура кипения большинства металлов позволяет создать высокотемпературные контуры при низком давлении в них. Из жидкометаллических теплоносителей наибольшее распространение получил натрий. К недостаткам натрия как теплоносителя, которые необходимо учитывать при проектировании систем охлаждения, относятся повышенная взрывоопасность при взаимодействии с водой, большая наведенная активность при облучении нейтронами в реакторе, необходимость принудительного подогрева до 100 °С при заполнении системы контуров и во время длительных остановок реактора и необходимость изготовления достаточно надежного уникального оборудования, предназначенного для перекачки жидкого металла.

Основные отличительные признаки ядерного реактора, такие как способ восприятия давления (корпусом или стенками канала), вид теплоносителя (вода, жидкий металл, газ), его фазовый состав (вода под давлением, кипящая вода) и вид замедлителя (вода, графит), обычно вводят в название реактора, т. е. по названию реактора можно определить его конструктивные особенности. Например, если в качестве теплоносителя в реакторе используется вода, замедлителя нейтронов - графит, давление теплоносителя воспринимается стенками каналов, теплоотвод от активной зоны осуществляется водой при кипении, а реактор предназначен для получения энергии, то он называется водографитовым канальным кипящим энергетическим реактором.

В атомной энергетике принято сокращенное название реактора, которое обычно заканчивается цифрой, характеризующей его электрическую мощность. Так, из названия «реактор ВВЭР-1000» следует, что это водо-водяной энергетический реактор электрической мощностью 1000 МВт.

Система управления и за щиты реактора (СУЗ). Система управления и защиты предназначена для пуска реактора, выхода на проектную мощность, изменения и поддержания заданной мощности, остановки реактора. Кроме того, в случае отклонения от нормального режима СУЗ должна обеспечивать его аварийную остановку.

СУЗ реактора — одна из главных систем, обеспечивающих контроль и безопасность АЭС. Она состоит из трех групп стержней (систем), имеющих определенные функции:
компенсирующих стержней (КС), предназначенных для компенсации изменений реактивности при переходе реактора из холодного в горячее состояние (изменение температурного коэффициента реактивности) и компенсации шлакования и выгорания топлива;
стержней автоматического (АР) или ручного (РР) регулирования, предназначенных для поддержания мощности реактора н основных параметров теплоносителя на заданном уровне путем небольшого изменения реактивности. Когда эффективность стержней АР оказывается недостаточной для этих целей, совместно с ними используется часть стержней КС;
стержней аварийной защиты (A3), предназначенных для быстрой остановки реактора при аварийной ситуации.

Изменение мощности реактора осуществляется путем изменения количества нейтронов, участвующих в процессе деления в активной зоне. Изменение баланса нейтронов в реакторе возможно путем введения в активную зону материалов, хорошо поглощающих нейтроны, или путем увеличения утечки нейтронов из активной зоны, например при перемещении отражателя.

Энергетические реакторы имеют СУЗ, состоящую из стержней разнообразной формы: цилиндрических, призматических, крестообразных, шаровых. В качестве поглотителя в рабочих частях СУЗ используются материалы с большой вероятностью захвата тепловых нейтронов: бор или кадмий в виде сплавов с конструкционными материалами или соединений, заключенных в оболочки. Также предусматривается впрыск в теплоноситель жидкого поглотителя (раствор борной кислоты).

Защита. Защита ядерных реакторов АЭС может выполнять несколько функций: снижать потоки излучений до допустимого уровня (биологическая защита) и предохранять ответственные конструктивные элементы ядерного реактора от чрезмерного перегрева и радиационных повреждений (радиационно-тепловая защита). Поглощение в материале корпуса или бетонной защиты реактора энергии излучений приводит к развитию высоких температур и температурных перепадов и как следствие — к возникновению значительных температурных напряжений. Кроме того, под действием излучений в течение длительного времени изменяются физико-технические свойства материалов: сталь становится хрупкой, заполнители бетонов неравномерно расширяются, вследствие чего бетон может потерять прочностные свойства. Поэтому перед сильно нагруженными ответственными конструкциями (например, перед корпусом или перед бетонной биологической защитой) часто устанавливают экраны из жаропрочных радиационно стойких материалов, поглощающих избыточную энергию излучений и получивших название радиационно-тепловой защиты. Корпус реактора может иметь радиационно-тепловую защиту, выполненную из чугуна или стали, а предохранение бетонной биологической зашиты возможно установкой перед ней слоя из жаропрочного бетона или других жаропрочных материалов с желательно большой теплопроводностью.

Биологическая защита реактора предназначена для снижения потоков излучений до допустимого уровня. Биологическая защита реакторов АЭС, как правило, выполняется из обычного тяжелого бетона. Использование бетона обусловлено относительно невысокой его стоимостью, а также хорошими свойствами защиты от нейтронного и гамма-излучения.