Топливо потребляемое АЭС. Физические основы использования ядерной энергии. Аэс топливоЯдерное топливо - это... Что такое Ядерное топливо?Я́дерное то́пливо — вещество, которое используется в ядерных реакторах для осуществления цепной ядерной реакции деления. Ядерное топливо принципиально отличается от других видов топлива, используемых человечеством, оно чрезвычайно высокоэффективно, но и весьма опасно для человека и может стать причиной очень серьёзных аварий, что накладывает множество ограничений на его использование из соображений безопасности. По этой и многим другим причинам ядерное топливо гораздо сложнее в применении, чем любой вид органического топлива, и требует множества специальных технических и организационных мер при его использовании, а также высокую квалификацию персонала, имеющего с ним дело. Общая информацияЦепная ядерная реакция представляет собой деление ядра на две части, называемые осколками деления, с одновременным выделением нескольких (2—3) нейтронов, которые, в свою очередь, могут вызвать деление следующих ядер. Такое деление происходит при попадании нейтрона в ядро атома исходного вещества. Образующиеся при делении ядра осколки деления обладают большой кинетической энергией. Торможение осколков деления в веществе сопровождается выделением большого количества тепла. Осколки деления — это ядра, образовавшиеся непосредственно в результате деления. Осколки деления и продукты их радиоактивного распада обычно называют продуктами деления. Ядра, делящиеся нейтронами любых энергий, называют ядерным горючим (как правило, это вещества с нечётным атомным числом). Существуют ядра, которые делятся только нейтронами с энергией выше некоторого порогового значения (как правило, это элементы с чётным атомным числом). Такие ядра называют сырьевым материалом, так как при захвате нейтрона пороговым ядром образуются ядра ядерного горючего. Комбинация ядерного горючего и сырьевого материала называется ядерным топливом. Ниже приведено распределение энергии деления ядра 235U между различными продуктами деления (в МэВ):
Природный уран состоит из трёх изотопов: 238U (99,282 %), 235U (0,712 %) и 234U (0,006 %). Он не всегда пригоден как ядерное топливо, особенно если конструкционные материалы и замедлитель интенсивно поглощают нейтроны. В этом случае ядерное топливо изготавливают на основе обогащённого урана. В энергетических реакторах на тепловых нейтронах используют уран с обогащением менее 6 %, а в реакторах на быстрых и промежуточных нейтронах обогащение урана превышает 20 %. Обогащённый уран получают на специальных обогатительных заводах. КлассификацияЯдерное топливо делится на два вида:
По химическому составу, ядерное топливо может быть: Теоретические аспекты примененияНа выделенном фрагменте этого муляжа ТВС с вырезанными для удобства обзора секторами ТВЭЛов видны топливные таблетки.Ядерное топливо используется в ядерных реакторах в виде таблеток размером в несколько сантиметров, где оно обычно располагается в герметично закрытых тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах), которые в свою очередь для удобства использования объединяются по нескольку сотен в тепловыделяющие сборки (ТВС). К ядерному топливу применяются высокие требования по химической совместимости с оболочками ТВЭЛов, у него должна быть достаточная температура плавления и испарения, хорошая теплопроводность, небольшое увеличение объёма при нейтронном облучении, технологичность производства. Металлический уран сравнительно редко используют как ядерное топливо. Его максимальная температура ограничена 660 °C. При этой температуре происходит фазовый переход, в котором изменяется кристаллическая структура урана. Фазовый переход сопровождается увеличением объёма урана, что может привести к разрушению оболочки ТВЭЛов. При длительном облучении в температурном интервале 200—500 °C уран подвержен радиационному росту. Это явление заключается в том, что облучённый урановый стержень удлиняется. Экспериментально наблюдалось увеличение длины уранового стержня в два — три раза[1]. Использование металлического урана, особенно при температуре больше 500 °C, затруднено из-за его распухания. После деления ядра образуются два осколка деления, суммарный объём которых больше объёма атома урана (плутония). Часть атомов — осколков деления являются атомами газов (криптона, ксенона и др.). Атомы газов накапливаются в по́рах урана и создают внутреннее давление, которое увеличивается с повышением температуры. За счёт изменения объёма атомов в процессе деления и повышения внутреннего давления газов уран и другие ядерные топлива начинают распухать. Под распуханием понимают относительное изменение объёма ядерного топлива, связанное с делением ядер. Распухание зависит от выгорания и температуры ТВЭЛов. Количество осколков деления возрастает с увеличением выгорания, а внутреннее давление газа — с увеличением выгорания и температуры. Распухание ядерного топлива может привести к разрушению оболочки ТВЭЛа. Ядерное топливо менее подвержено распуханию, если оно обладает высокими механическими свойствами. Металлический уран как раз не относится к таким материалам. Поэтому применение металлического урана в качестве ядерного топлива ограничивает глубину выгорания, которая является одной из главных характеристик ядерного топлива. Радиационная стойкость и механические свойства топлива улучшаются после легирования урана, в процессе которого в уран добавляют небольшое количество молибдена, алюминия и других металлов. Легирующие добавки снижают число нейтронов деления на один захват нейтрона ядерным топливом. Поэтому легирующие добавки к урану стремятся выбрать из материалов, слабо поглощающих нейтроны. К хорошим ядерным топливам относятся некоторые тугоплавкие соединения урана: окислы, карбиды и интерметаллические соединения. Наиболее широкое применение получила керамика — двуокись урана UO2. Её температура плавления равна 2800 °C, плотность — 10,2 г/см³. У двуокиси урана нет фазовых переходов, она менее подвержена распуханию, чем сплавы урана. Это позволяет повысить выгорание до нескольких процентов. Двуокись урана не взаимодействует с цирконием, ниобием, нержавеющей сталью и другими материалами при высоких температурах. Основной недостаток керамики — низкая теплопроводность — 4,5 кДж/(м·К), которая ограничивает удельную мощность реактора по температуре плавления. Так, максимальная плотность теплового потока в реакторах ВВЭР на двуокиси урана не превышает 1,4·103 кВт/м², при этом максимальная температура в стержневых ТВЭЛах достигает 2200 °C. Кроме того, горячая керамика очень хрупка и может растрескиваться. Плутоний относится к низкоплавким металлам. Его температура плавления равна 640 °C. У плутония плохие пластические свойства, поэтому он почти не поддаётся механической обработке. Технология изготовления ТВЭЛов усложняется токсичностью плутония. Для приготовления ядерного топлива обычно применяются двуокись плутония, смесь карбидов плутония с карбидами урана, сплавы плутония с металлами. Высокими теплопроводностью и механическими свойствами обладают дисперсионные топлива, в которых мелкие частицы UO2, UC, PuO2 и других соединений урана и плутония размещают гетерогенно в металлической матрице из алюминия, молибдена, нержавеющей стали и др. Материал матрицы и определяет радиационную стойкость и теплопроводность дисперсионного топлива. Например, дисперсионное топливо Первой АЭС состояло из частиц сплава урана с 9 % молибдена, залитых магнием. Практическое применениеФайл:KKG Reactor Core.jpgНа АЭС и другие ядерные установки топливо приходит в виде довольно сложных технических устройств — тепловыделяющих сборок (ТВС), которые в зависимости от типа реактора загружаются непосредственно во время его работы (как на реакторах типа РБМК в России) на место выгоревших ТВС или заменяют отработавшие сборки большими группами во время ремонтной кампании (как на российских реакторах ВВЭР или их аналогах в других странах, PWR и других). В последнем случае при каждой новой загрузке меняется чаще всего треть топлива и полностью изменяется его расстановка в активной зоне реактора, наиболее выгоревшие сборки с топливом, из центра активной зоны, выгружаются, на их место ставится вторая треть сборок, со средним выгоранием и расположением. На их место в свою очередь ставятся наименее выгоревшие ТВС, с периферии активной зоны; в то время как на периферию загружается свежее топливо. Такая схема перестановки топлива является традиционной и обусловлена многими причинами, например стремлением обеспечить равномерное энерговыделение в топливе и максимальный запас до кризиса теплообмена воды на оболочках ТВЭЛ. Описание загрузки ядерного топлива в активную зону реактора, данное выше, всё же является весьма условным, позволяющим иметь общее представление об этом процессе. На самом деле загрузка топлива осуществляется сборками с различными степенями обогащения топлива и её предваряют сложнейшие ядерно-физические расчёты конфигурации активной зоны реактора в специализированном программном обеспечении[2], которые совершаются на годы вперёд и позволяют планировать топливные и ремонтные кампании для увеличения показателей эффективности работы АЭС, например КИУМа. Кроме того, если конфигурация топлива не будет удовлетворять определённым требованиям, важнейшими из которых являются различные коэффициенты неравномерности энерговыделения в активной зоне, реактор не сможет работать вовсе или будет неуправляемым. Кроме различной степени обогащения разных ТВС применяются другие решения для обеспечения нужной конфигурации активной зоны и стабильности её характеристик в течение топливной кампании, например ТВС, в которых вместо некоторых ТВЭЛов содержатся поглощающие элементы (ПЭЛы), которые компенсируют изначальную избыточную реактивность свежего топлива, выгорают в процессе работы реактора и по мере использования топлива всё меньше влияют на его реактивность, что в итоге выравнивает по времени величину энерговыделения на протяжении всего срока работы тепловыделяющей сборки. В настоящий момент в топливе промышленных водо-водяных реакторов во всём мире практически перестали использовать ПЭЛы с борным поглотителем, долгое время являвшимися почти безальтернативными элементами, и перешли на более прогрессивный способ[3] — внесение с теми же целями гадолиниевый выгорающий поглотитель непосредственно в топливную матрицу, этот способ имеет много важных преимуществ. После выгрузки из активной зоны реактора отработавшего топлива его помещают в специальный бассейн выдержки, обычно располагающийся в непосредственной близости от реактора. Дело в том, что в отработавших ТВС содержится большое количество осколков деления урана, сразу после выгрузки каждый ТВЭЛ в среднем содержит радиоактивных веществ активностью 300000 Кюри , которые выделяют энергию 100 кВт*час. За счёт этой энергии использованное ядерное топливо имеет свойство саморазогреваться до больших температур без принятия специальных мер (недавно выгруженное топливо может разогреться на воздухе примерно до 300 °C) и является высокорадиоактивным, поэтому его хранят 3-4 года в бассейнах с определённым температурным режимом под слоем воды, защищающим персонал от ионизирующего излучения продуктов деления урана. По мере выдержки уменьшается радиоактивность топлива и мощность его остаточных энерговыделений, обычно через 3 года, когда саморазогрев ТВС сокращается до 50-60 °C, его извлекают и отправляют для хранения, захоронения или переработки[4][5][6][7]. ПолучениеУрановое топливоУрановое ядерное топливо получают переработкой руд. Процесс происходит в несколько этапов:
Ториевое топливоТорий в настоящее время в качестве сырья для производства ядерного топлива не применяется в силу следующих причин:
Плутониевое топливоПлутониевое ядерное топливо в настоящее время также не применяется, что связано с его крайне сложной химией. За многолетнюю историю атомной промышленности неоднократно предпринимались попытки использования плутония как в виде чистых соединений, так и в смеси с соединениями урана, однако успехом они не увенчались. Топливо для АЭС, содержащее плутоний, называется MOX-топливо. Применение его в реакторах ВВЭР нецелесообразно из-за уменьшения примерно в 2 раза периода разгона[10], на что не рассчитаны штатные системы управления реактором. РегенерацияПри работе ядерного реактора, топливо выгорает не полностью, имеет место процесс воспроизводства отдельных изотопов (Pu). В связи с этим, отработанные ТВЭЛы направляют на переработку для регенерации топлива и повторного его использования. В настоящее время для этих целей наиболее широко применяется пьюрекс-процесс, суть которого состоит в следующем: ТВЭЛы разрезают на части и растворяют в азотной кислоте, далее раствор очищают от продуктов деления и элементов оболочки, выделяют чистые соединения U и Pu. Затем, полученный диоксид плутония PuO2 направляют на изготовление новых сердечников, а уран либо на изготовление сердечников, либо на обогащение 235U. Переработка и регенерация высокорадиоактивных веществ — сложный и дорогостоящий процесс. ТВЭЛы после извлечения из реакторов проходят выдержку в течение нескольких лет (обычно 3—6) в специальных хранилищах. Трудности вызывает также переработка и захоронение отходов, непригодных к регенерации. Стоимость всех этих мер оказывает существенное влияние на экономическую эффективность атомных электростанций. Примечания
Литература
dic.academic.ru НЗХК. Производство ядерного топлива для АЭС (2012)Несмотря на то, что в 2011 году НЗХК произвел и реализовал 70 % мирового потребления изотопа лития-7, основным видом деятельности завода является выпуск ядерного топлива для энергетических и исследовательских реакторов. Этому виду и посвящен текущий фоторепортаж.Крыша здания основного производственного комплекса Цех производства твэл и ТВС для исследовательских реакторов Участок изготовления порошка диоксида урана методом высокотемпературного пирогидролиза Загрузка контейнеров с гексафторидом урана Комната операторовОтсюда идет управление процессом производства порошка диоксида урана, из которого затем изготавливают топливные таблетки. Участок изготовления урановых таблетокНа переднем плане видны биконусы, где хранится порошок диоксида урана. В них происходит перемешивание порошка и пластификатора, который позволяет таблетке лучше спрессоваться. Таблетки ядерного керамического топливаДалее они отправления в печь на отжиг. Факел (дожигания водорода) на печи спекания таблетокТаблетки отжигаются в печах при температуре не менее 1750 градусов в водородной восстановительной среде в течение 20 с лишним часов. Производственно-технический контроль таблеток ядерного керамического топливаОдна таблетка весом 4,5 г по энерговыделению эквивалентна 400 кг каменного угля, 360 куб. м газа или 350 кг нефти. Все работы ведутся в боксах через специальные перчатки. Разгрузка тарных мест с таблетками Цех производства твэл и ТВС для АЭС Автоматизированная линия изготовления твэл Здесь происходит заполнение циркониевых трубок таблетками диоксида урана. В итоге получаются готовые твэлы около 4 м в длину — тепловыделяющие элементы. Из твэлов уже собирают ТВС, иначе говоря, ядерное топливо. Перемещение готовых твэл в транспортных контейнерахБахилы даже на колесах. Участок сборки ТВСУстановка нанесения лакового покрытия на твэлы Закрепление твэлов в механизме загрузки Изготовление каркаса – сварка каналов и дистанционирующих решётокВ этот каркас затем установят 312 твэлов. Технический контроль каркаса Каналы и дистанционирующие решётки Автоматизированные стенды снаряжения пучка твэлов Сборка пучка Технический контроль ТВС Твэлы с штрих-кодовой маркировкой по которой можно проследить, буквально, весь путь производства изделия. Стенды контроля и упаковки готовых ТВС Контроль готовых ТВСПроверяют, чтобы расстояние между твэлами было одинаковое. Готовая ТВС Двухтрубные контейнеры для транспортировки ТВСТопливо для атомных станций, произведенное в НЗХК, используется на российских АЭС, а также поставляется в Украину, в Болгарию, Китай, Индию и Иран. По всем вопросам, касающимся использования фотографий, пишите на электронную почту: [email protected] Навигация по блогуgelio.livejournal.com топливо для АЭС, 4 буквы, 4-я буква Н, сканвордтопливо для АЭС Альтернативные описания• U, химический элемент (92), актиноид, радиоактивен, серебристо-белый металл • в греческой мифологии бог неба, супруг Геи (Земли), отец титанов, киклопов и сторуких исполинов • начинка Эй-бомбы • первая планета, открытая с помощью телескопа • планета солнечной системы • седьмая от Солнца большая планета солнечной системы, диаметр 51 200 км, атмосфера из водорода, гелия и метана • у какой планеты спутник Оберон • стратегическое топливо • драма с Нуаре и Депардье • отец всех титанов • фильм Клода Берри • какую планету открыл Уильям Гершель? • это самый тяжелый химический элемент, обозначаемый одной буквой • планета Солнечной системы с наибольшим наклоном экватора к орбите • этот металл был назван в честь планеты, открытой всего за восемь лет до него, назван, когда еще звучали отголоски истории с именованием самой планеты • химические элементы, тяжелее его в природе не встречаются, так как со временем распадаются • какой химический элемент вращается вокруг Солнца? • «легче обогатить ..., чем людей» (шутка) • химический элемент, U • бог неба в древнегреческой мифологии • радиоактивный элемент • ядерный металл • планета и металл • планета за Сатурном • планета • металл в боеголовке • дедушка Зевса • металл для ядерной бомбы • отец титанов • седьмой от Солнца • химическое 'U' • «атомная» планета • дед Зевса • «топливная» планета • отец титанов (греч.) • металл, планета, бог • отец всех циклопов • сосед Сатурна • бог неба в Древней Греции • планета с 27 спутниками • планета, металл • планета из таблицы Менделеева • элемент номер девяносто два • радиоактивный элемент № 92 • менделеев его назначил 92-м • главное открытие Уильяма Гершеля • перед нептунием в таблице • предтеча нептуния в таблице • Офелия и Ариэль его спутники • отец Фемиды • девяносто второй радиоактивный элемент • 92-й согласно Менделееву • планета или элемент • АЭС • менделеев его определил 92-м • между Сатурном и Нептуном • радиоактивный металл • бог неба у греков • между нептунием и протактинием • и планета, и металл • в таблице он перед нептунием • радиоактивн. химич. элемент • один из радиоактивных элементов • «U» для супербомбы • планета, открытая в 1781 году • 92-й по менделееву • отец богов • для машины бензин, а что для АЭС? • третья с краю планета • ядерная планета • В древнегреческой мифологии бог неба • Радиоактивный химический элемент, ядерное топливо • Седьмая планета Солнечной системы (открыта в 1781 г. английским астрономом В. Гершелем) • В римской мифологии бог времени • Металл группы актиноидов • Планета • В греческой мифологии бог неба, супруг Геи • Наименование химического элемента scanwordhelper.ru ядерное топливо США стало "адской машиной" для украинских АЭСЗаявление Минэнерго Украины, что Россия утратит статус ключевого поставщика ядерного топлива для украинских АЭС и страна перейдет на продукцию Westinghouse спорно и даже опасно. Об этом ФБА "Экономика сегодня" рассказал доцент кафедры государственного регулирования экономики РАНХиГС, старший научный сотрудник Института экономики РАН Иван Капитонов. "На Украине уже были "неприятные моменты" с компонентами ядерной сборки топлива для АЭС, когда американские топливные стержни удавалось вытащить только в совокупности с российскими, которые использовали как арматуру – доставать пришлось сразу пучок ядерных сборок. Если заменять компоненты РФ большим количеством американских, может получиться, что из ядерного реактора украинцы их не достанут. Автоматика отключит систему и реактор придет в негодность. Проблема была в том, что топливные компоненты Westinghouse не были адаптированы к системам охлаждения российских реакторов. Там тонкая проблема со сплавом циркония, являющимся оболочкой для наполнителя ядерной сборки – он должен быть четко приспособлен к температурным перепадам в этом реакторе. Российские элементы, конечно, адаптированы идеально. Westinghouse нагло экспериментирует на Украине с плачевным результатом", - отмечает специалист. Министр энергетики и угольной промышленности Украины Игорь Насалик заявил, что страна в 2018 году впервые закупит ядерного топлива у американской компании больше, чем у российской ТВЭЛ. Сейчас 60% продукции, по его словам, поставляют россияне, 40% - Westinghouse. В следующем году пропорция составит 55% на 45% в пользу американского поставщика. В марте 2017 года Westinghouse Electric объявила о банкротстве, но там заверили, что это не повлияет на поставки топлива на Украину. "В Чехии был прецедент, когда часть топливных сборок Westinghouse даже была потеряна – от компонента отломился кусок и остался на дне реактора. Кусок был небольшим - извлечение удалось, но работу реактора пришлось тормозить. Если на Украине кусок окажется больше, процесс может быть неконтролируемым и приведет к "смерти" реактора на очень долгое время. При том, что энергетика Украины на 55% зависит от АЭС, последствия объяснять не нужно. В 2008 году на Украине официально дали заключение: компоненты Westinghouse не подходят для АЭС страны. Но после переворота 2014 года заключение проигнорировали и договорились с США о покупке топлива. Филиал Westinghouse, занимающийся поставками сборок для советских реакторов банкротится, то есть сможет производить топливо для Украины максимум 2-3 года. Но дальше в Киеве сейчас и не заглядывают, ориентируясь на сегодняшнюю политику", - подчеркивает эксперт. Westinghouse "провалился" вездеУкраинская компания "Энергоатом" и Westinghouse договорились о расширении сотрудничества в сентябре 2016-го. Это единственная компания в мире, кроме России, делающая компоненты для советских реакторов АЭС. Выйти на чужой для себя рынок топлива компания пытается с конца 1990-х годов. были попытки сотрудничества с АЭС "Ловииза" в Финляндии в 1998 году, с АЭС "Темелин" в Чехии в 2007-м, на Украине с 2008-го. В Хельсинки и Праге после неудачных испытаний от американского топлива отказались, Украина же заявила об альтернативе закупок у России. Переориентировав АЭС страны на американское топливо, Киев рассчитывал постепенно уйти от сотрудничества с "Росатомом". Эксперты не раз выражали озабоченность: американские элементы загружаются в реакторы российского производства ВВЭР-1000 и ВВЭР-440, не совпадающие по конфигурации, что чревато катастрофическими последствиями. Но Киев по политическим соображениям вопросы безопасности игнорирует. Кроме того, топливо из США дороже российского примерно на 20%. "Киев руководствуется чисто политическими вопросами, ничем иным столь беспечный подход к атомной энергетике страны и ее безопасности не объяснишь. Возможно, присутствует в этой истории какая-то система откатов, делающая такую схему интересной для определенного круга лиц. В перспективе Украина рискует остаться вообще без топлива, так как для Westinghouse она представляет слишком небольшой и малоприбыльный "полигон для испытаний". Альтернатив российским топливным сборкам для реакторов производства РФ и СССР не может быть в принципе. В России есть собственная "атомная школа", за которую было заплачено тысячами жизней. Эта школа и американская не взаимозаменяемы. То есть нельзя наши топливные компоненты засунуть в американский реактор и наоборот – технологии необходимо отлаживать, что стоит очень больших денег. У Westinghouse денег явно нет, заинтересованности вкладываться в украинский проект – тоже. Это последняя страна, которая пытается заменить российские сборки на американские, и для производителя США игра не стоит свеч", - заключает Иван Капитонов. Читайте нас в Яндексе Автор: Максим Бут rueconomics.ru Топливо потребляемое АЭС. Физические основы использования ядерной энергии⇐ ПредыдущаяСтр 5 из 16Следующая ⇒
Главное отличие АЭС от ТЭС состоит в использовании ядерного горючего вместо органического топлива. Ядерное горючее получают из природного урана, который добывают либо в шахтах (Франция, Нигер, ЮАР), либо в открытых карьерах (Австралия, Намибия), либо способом подземного выщелачивания (США, Канада, Россия). Природный уран — это смесь в основном неделящегося изотопа урана 238U (более 99 %) и делящегося изотопа 235U (0,71 %), который соответственно и представляет собой ядерное горючее. Для работы реакторов АЭС требуется обогащение урана. Для этого природный уран направляется на обогатительный завод, после переработки на котором 90 % природного обедненного урана направляется на хранение, а 10 % приобретают обогащение до нескольких процентов (3,3—4,4 % для энергетических реакторов). Обогащенный уран (точнее — диоксид урана) направляется на завод, изготавливающий твэлы — тепловыделяющие элементы. Из диоксида урана изготавливают цилиндрические таблетки диаметром около 9 мм и высотой 15—30 мм. Эти таблетки помещают в герметичные тонкостенные циркониевые трубки длиной почти в 4 м. Это и есть твэлы. Твэлы собирают в тепловыделяющие сборки (ТВС) по несколько сотен штук, которые удобно помещать и извлекать из активной зоны реактора. Все дальнейшие процессы «горения» — расщепления ядер 235U с образованием осколков деления, радиоактивных газов, распуханием таблеток и т.д. происходят внутри трубки твэла, герметичность которой должна быть гарантирована. После постепенного расщепления 235U и уменьшения его концентрации до 1,26 %, когда мощность реактора существенно уменьшается, ТВС извлекают из реактора, некоторое время хранят в бассейне выдержки, а затем направляют на радиохимический завод для переработки. Таким образом, в отличие от ТЭС, где топливо сжигается полностью (по крайней мере, к этому стремятся), на АЭС добиться 100 % расщепления ядерного горючего невозможно. Отсюда — невозможность оценивать КПД АЭС с помощью удельного расхода условного топлива. Здесь же подчеркнем, что АЭС не использует воздух для окисления топлива, отсутствуют какие-либо выбросы золы, оксидов серы, азота, углерода и так далее, характерных для ТЭС. Мало того, даже радиоактивный фон вблизи АЭС меньше, чем у ТЭС (этот фон создается элементами, содержащимися в золе). Результатом деления ядер расщепляющихся элементов в ядерном реакторе является выделение огромного количества тепла, которое используется для получения пара. Таким образом, ядерный реактор АЭС — это аналог парового котла в ПТУ ТЭС. Сама ПТУ АЭС принципиально не отличается от ПТУ ТЭС: она также содержит паровую турбину, конденсатор, систему регенерации, питательный насос, конденсатоочистку. Так же, как и ТЭС, АЭС потребляет громадное количество воды для охлаждения конденсаторов. КПД АЭС составляет всего 30—32 %, но сравнивать его с КПД ТЭС, составляющим 37—40%, не вполне правомочно. Подобно тому, как ТЭС имеет отходы в виде золы и других выбросов, АЭС также имеет отходы, однако они особого вида. Это в первую очередь отработавшее ядерное топливо, а также другие радиоактивные остатки. Эти отходы утилизируют: сначала их выдерживают в специальных бассейнах для уменьшения радиоактивности, а потом направляют на переработку на радиохимические заводы, где из них извлекают ценные компоненты, в том числе и несгоревшее в реакторе топливо. Подведем итог: АЭС — это энергетическое предприятие, вырабатывающее электроэнергию из энергии, выделяющейся при радиоактивном распаде элементов, содержащихся в твэлах.
Типы ядерных реакторов
Принципиальная схема ядерного реактора на так называемых тепловых (медленных) нейтронах показана на рисунке. Перед тем, как перейти к описанию его работы, напомним, что расщепление ядра делящегося элемента происходит вследствие попадания в него нейтрона. При этом возникают движущиеся с большой скоростью осколки деления (ядра других элементов) и 2—3 новых нейтрона. Последние способны вызывать деление новых ядер и характер дальнейшего процесса будет зависеть от характера изменения баланса нейтронов. Если из образующихся после каждого акта расщепления ядра 2—3 нейтронов, 1—2 нейтрона будут «погибать» (т.е. не вызывать акта следующего деления), то оставшийся и расщепивший следующее ядро 1 нейтрон будет постоянно «поддерживать» их существование. Если, например, в некоторый начальный момент существовало 100 нейтронов, то при описанных выше условиях этот уровень нейтронов будет поддерживаться постоянным, и реакция деления будет носить стационарный характер. Если число нейтронов будет увеличиваться, то произойдет тепловой взрыв, если уменьшаться, то реакция прекратится (или перейдет на меньший уровень тепловыделения). Чем выше стационарный уровень числа существующих нейтронов, тем больше мощность реактора. Образующиеся в результате деления нейтроны могут быть быстрыми (т.е. иметь большую скорость) и медленными (тепловыми). Вероятность захвата медленного нейтрона ядром и его последующего расщепления больше, чем быстрого нейтрона. Поэтому твэлы окружают замедлителем (обычно это вода, графитовая кладка и другие материалы). Быстрые нейтроны замедляются, и поэтому рассматриваемые ниже энергетические реакторы относятся к реакторам на медленных (тепловых) нейтронах. Для уменьшения утечки нейтронов из реактора его снабжают отражателем. Обычно он делается из таких же материалов как и замедлитель. Изменяют мощность реактора с помощью стержней системы регулирования и защиты (СУЗ), выполненных из материалов хорошо поглощающих нейтроны. При опускании стержней поглощение нейтронов увеличивается, общее число нейтронов уменьшается, и мощность реактора также уменьшается вплоть до полной остановки. Реактор окружается биологической защитой — кладкой из тяжелого бетона, предохраняющей персонал от воздействия медленных и быстрых нейтронов и ионизирующего излучения. Количество стационарно существующих нейтронов определяет число образующихся осколков деления ядер, которые разлетаются в разные стороны с огромной скоростью. Торможение осколков приводит к разогреву топлива и стенок твэлов. Для снятия этого тепла в реактор подается теплоноситель, нагрев которого и представляет цель работы ядерного реактора. В наиболее распространенных типах ядерных реакторов в качестве теплоносителя используют обычную воду, естественно, высокого качества. Практически вся мировая атомная энергетика базируется на корпусных реакторах. Как следует из самого названия, их главной особенностью является использование для размещения активной зоны толстостенного цилиндрического корпуса. В свою очередь корпусные реакторы выполняют с водой под давлением (в английской транскрипции PWR — pressed water reactor, в русской ВВЭР — водо-водяной энергетический реактор), и кипящие (BWR — boiling water reactor). В водо-водяном реакторе циркулирует только вода под высоким давлением. В кипящем реакторе в его корпусе над поверхностью жидкости образуется насыщенный водяной пар, который направляется в паровую турбину. В России реакторы кипящего типа не строят. В корпусных реакторах и теплоносителем, и замедлителем является вода. Альтернативой корпусным реакторам являются канальные реакторы, которые строили только в Советском Союзе под названием РБМК — реактор большой мощности канальный. Такой реактор представляет собой графитовую кладку с многочисленными каналами, в каждый из которых вставляется как бы небольшой кипящий реактор малого диаметра. Замедлителем в таком реакторе служит графит, а теплоносителем — вода. В таблице 3.2 представлены основные характеристики реакторов ВВЭР-1000 и ВВЭР-440. Рассмотрим строение реактора ВВЭР-440. Корпус реактора состоит из цилиндрического сосуда и крышки, притягиваемой к сосуду многочисленными шпильками со специальными колпачковыми гайками. В сосуде подвешивается шахта, представляющая собой тонкостенный сосуд с уплотнением и системой отверстий, обеспечивающих направленное движение теплоносителя. Теплоноситель (вода) с давлением 15,7 МПа и температурой 289 °С поступает по четырем штуцерам в кольцевое пространство между корпусом и шахтой и движется вниз между ними. На этой стадии вода выполняет функцию отражателя нейтронов. Дно шахты
имеет многочисленные отверстия, через которые вода попадает внутрь шахты, где располагается активная зона, состоящая из отдельных шестигранных ТВС, каждый из которых содержит 312 твэлов. Поступивший через перфорированное дно шахты теплоноситель движется вверх, омывает твэлы, разогретые процессом деления ядерного горючего, нагревается и с температурой 322,5 °С через перфорации в верхней части шахты и четыре выходных отверстия направляется в четыре парогенератора. Корпус реактора представляет собой уникальную конструкцию, сваренную из отдельных обечаек, изготавливаемых ковкой. Масса обечаек достигает почти 100 т. Они выполняются двухстенными. Наружная часть — из термостойкой высокопрочной стали, а внутренняя плакируется слоем аустенитной нержавеющей стали толщиной 10—20 мм. Масса корпуса без крышки превышает 300 т, а крышки и шпилек достигает 100 т. Рассмотрим реактор канального типа РБМК-1000 и его технические данные.
Он состоит из собственно реактора, барабанов-сепараторов, главных циркуляционных насосов и водяных и пароводяных коммуникаций. Активная зона реактора представляет собой графитовую кладку из блоков сечением 250x250 мм. В центре каждого блока выполнено вертикальное отверстие (канал), в которое помещается парогенерирующее устройство. Совокупность парогенерирующего устройства, кладки и элементов их установки называют технологическим каналом. Он включает в себя трубу, состоящую из центральной (циркониевой) части, расположенной в области графитовой кладки, и двух концевых частей, выполненных из нержавеющей стали. Внутри центральной части трубы подвешивается ТВС, состоящая из двух последовательно расположенных пучков. Каждый пучок состоит из 18 стержневых твэлов наружным диаметром 13,6 мм, толщиной стенки 0,9 мм и длиной 3,5 м. В нижнюю концевую часть трубы 14 каждого канала поступает вода от главного циркуляционного насоса (ГЦН) и движется вверх, омывая пучки ТВС. При этом вода нагревается до состояния кипения, частично испаряется и с массовым паросодержанием примерно 15 % направляется в барабан-сепаратор. Здесь вода и пар разделяются: пар направляется в паровую турбину, а вода с помощью ГНЦ снова возвращается в технологические каналы. Активная зона (графитовая кладка) окружается стальным герметичным кожухом и заполняется смесью гелия и азота при небольшом избыточном давлении. Читайте также: lektsia.com Производство топливных элементов для АЭС
Для начала вспомним, что такое атомный реактор, по сути – это большой чайник, который кипятит воду. Нагревание воды происходит под действием цепной ядерной реакции происходящей в ТВС. Вот такие сборки как раз и производят в Новосибирске. Экскурсию проводил сам начальник цеха Басихин Александр Олегович, когда то он пришел на завод рабочим, а теперь возглавляет цех. Плакат на котором видны различая сборок ТВС. Каждый раз разрабатывается новая сборка, с более усовершенствованными параметрами (жесткость, долговечность, защита), а старые технологии продаются в другие страны. Технологию производства текущей сборки продали китайцам, пока они осваивают производство, наши должны придумать новую сборку. Теперь отправляемся в самое начало технологической цепочки. Ходить только по дорожкам, все строго! И так, из Северска в Новосибирск доставляют обогащенный уран. Теперь его надо довести до состояния, когда из него можно будет делать топливные «таблетки». Для этого сырье нагревают, добавляют различные добавки и т.п. Все оборудование для этой стадии производства разработано и произведено на территории России.
На каждом рабочем месте должен быть порядок. Топливо, доведенное до нужной консистенции и состава, фасуют вот такие конусы. Теперь все надо хорошенько перемешать, конусы помещают в центрифуги и вращают сразу в двух плоскостях. Страшно подумать, что там в «кастрюльках». Теперь топливо загружают в пресс для формирования таблеток.
Из пресса выходят маленькие цилиндры – это и есть «ядерная таблетка». Вакуумный захват аккуратно перемешает таблетки в емкость.
Далее по транспортеру таблетки отправятся в печь для обжига. Когда не было транспортера, рабочим приходилось переносить таблетки по технологическим этапам вручную. Печь импортного производства так же позволяет исключить человека в процессе запекания таблетки. Запекание происходит за несколько этапов, на предварительном нагреве выгорают добавки, потом происходит запекание таблетки и охлаждение. Готовая таблетка имеет уже другой цвет и меньшие массу и размер (за счет выгорания пластификаторов). Теперь каждую таблетку визуально осмотрит девушка на предмет деформации, трещин, сколов. По словам начальника цеха в Новосибирском академгородке уже разрабатывается прибор для автоматического визуального осмотра таблеток.
Таблетки расфасовываются по контейнерам, контейнеры маркируются и отправляются в отдел, где снаряжают ядерные стержни. Белый цилиндр на контейнере – это чип в котором есть вся информация о содержимом контейнера (кол-во таблеток, масса, дата выпуска и т.п.), вся эта информация уже передана в производственное задание станка для снаряжения стержня, если вдруг информация с чипа и информация станка не совпадет, то работа станка автоматически остановится. Стержень представляет с собой циркониевый цилиндр (очень прочный и очень легкий), сначала его с одного конца запаивают. Затем автоматический станок снаряжает его необходимым количеством ядерных таблеток. Потом устанавливают в него пружину (она будет удерживать таблетки), откачивают воздух, закачивают газ гелий и запаивают со второго конца. Все происходит в автоматическом режиме. Каждую трубку перемещают по столу методом переката, что бы уменьшить механическое воздействие на стержень, даже малейшая царапина сможет нарушить прочность стержня. После снаряжения цилиндра начинается его проверка, каждый стержень проверяют на кучу параметров (качество сварки, царапины, устойчивость к сгибанию, отклонение диаметров и т.п.).
Вся информация отправляется на компьютер, а на каждый стержень ставят лазерную маркировку, поэтому отследить каждый стержень не составляет труда. Вот такой ежик разработанный и собранный в новосибирском академгородке проверят качество сварки на концах стержня без механического воздействия на сам стержень.
Теперь еще можно визуально осмотреть стержни и упаковывать в кассеты для отправки дальше по производству.
За один час эта линия может снаряжать до 60 стрежней, в случае отказа одного из узлов у сотрудников цеха есть 32 минуты, что бы не прерывать технологический процесс. Если вдруг хотя бы одна проверка стержня выявит отклонения от нормы, стержень откладывается и позже он пройдет снова все этапы проверки но уже два раза и уже если на этапе повторной проверки хотя бы один из параметров снова не пройдет, то стержень отбраковывается.Отбракованный стержень вскрывают и исследуют на каком этапе произошел сбой.В текущий момент количество брака — 0,4%.В момент посещения полочка для брака пустовала. А это цех металлообработки, в сам цех попасть не удалось (слишком много ноухау). В цеху изготавливают хвостовики для ТВС. Можно в чапаевых сыграть! Теперь наши стержни дошли до окончательно сборки ТВС.Вот этот станок снова проверит все стержни на пригодность с еще большей тщательностью. На этом стенде Александр Олегович рассказал нам о новых ТВС – «квадрат» и в чем их преимущество перед зарубежными аналогами. У наших надежнее хвостовики, поэтому они служат дольше чем их зарубежные аналоги. Каркасы ТВС, сами по себе красивые, можно дома поставить и любоваться! Каркас как видно состоит из решеток и каналов для управляющих стержней, сваренных между собой.
Для автоматической сварки на заводе установлен робот MOTOMAN, манипулятор которого имеет три степени свободы, благодаря источнику тока (серый ящик), разработанного в Томске, можно производить сварку без размещения второго электрода внутри каналов для управляющих стержней (что предотвращает их повреждение). На текущий момент робот работает в тестовом режиме и сварку пока производят люди (опять же при помощи томского источника тока). Теперь автомат заполнит ТВС топливными стержнями, всего необходимо установить 312 стержней.
Остается закрепить наконечники и ТВС будет готова.Дело в том что через ТВС постоянно проходят потоки воды под большим давлением и высокой температурой, а так как даже в реакторе АЭС может оставаться мусор (гайки, болты и т.п.) то от надежности хвостовика зависит целостность всей ТВС. На НЗХК используют самые современные хвостовики, они как фильтры задерживают мусор не давая ему разрушать ТВС.
В цеху установлен макет ТВСки «в полный рост». Нижний наконечник. Наконечники выполнены литым способом без единого шва, что повышает его прочность. Так же видны штрих-коды на каждом стержне. Для финальной проверки ТВС устанавливают вертикально, тестируют на ряд параметров и можно упаковывать. Упакованные ТВС можно отправлять на АЭС. Посмотрим как делают оснастку. Ручная наборка оснастки – женский труд.
Инструмент для наборки, кто-то из рабочих предложил складывать в корпуса старых аптечек: удобно и дешево. Работника за такую инициативу – премировали. Сварочный аппарат EPSON автоматически сваривает оснастку.
Разные виды оснастки – из разных материалов. Современная оснастка самая легкая. Норма-контроль втроем! В музее завода есть фотография посетителей. Вот один заказчиков. НЗКХ выпускает уникальные ТВС, отвечающие все мировым стандартам. Постоянно разрабатываются новые конструкции, повышается качество сборки, надежность изделия. Внедряются последние научные разработки отечественных ученых.Все ТВС рассчитаны на работу в течении 4-5 лет. Есть поверье у атомщиков «кто выпустит ТВС со сроком работы 7 лет – тот захватит мировой рынок», сейчас ТВС производства НЗКХ стоят 7 лет без нареканий.Продукция 10-ого цеха НЗКХ поставляется не только на отечественные АЭС, но и за рубеж (Индия, Ирак, Китай и т.д.), с освоением нового типа ТВС (сечение квадрат) рынок сбыта может увеличиться в разы.ТВС изготовленные на НЗКХ – это один из поводов для гордости за нашу страну.Спасибо пресс-службе СХК за организацию поездки! Источник kak-eto-sdelano.ru Топливо потребляемое АЭС. Физические основы использования ядерной энергии
Главное отличие АЭС от ТЭС состоит в использовании ядерного горючего вместо органического топлива. Ядерное горючее получают из природного урана, который добывают либо в шахтах (Франция, Нигер, ЮАР), либо в открытых карьерах (Австралия, Намибия), либо способом подземного выщелачивания (США, Канада, Россия). Природный уран — это смесь в основном неделящегося изотопа урана 238U (более 99 %) и делящегося изотопа 235U (0,71 %), который соответственно и представляет собой ядерное горючее. Для работы реакторов АЭС требуется обогащение урана. Для этого природный уран направляется на обогатительный завод, после переработки на котором 90 % природного обедненного урана направляется на хранение, а 10 % приобретают обогащение до нескольких процентов (3,3—4,4 % для энергетических реакторов). Обогащенный уран (точнее — диоксид урана) направляется на завод, изготавливающий твэлы — тепловыделяющие элементы. Из диоксида урана изготавливают цилиндрические таблетки диаметром около 9 мм и высотой 15—30 мм. Эти таблетки помещают в герметичные тонкостенные циркониевые трубки длиной почти в 4 м. Это и есть твэлы. Твэлы собирают в тепловыделяющие сборки (ТВС) по несколько сотен штук, которые удобно помещать и извлекать из активной зоны реактора. Все дальнейшие процессы «горения» — расщепления ядер 235U с образованием осколков деления, радиоактивных газов, распуханием таблеток и т.д. происходят внутри трубки твэла, герметичность которой должна быть гарантирована. После постепенного расщепления 235U и уменьшения его концентрации до 1,26 %, когда мощность реактора существенно уменьшается, ТВС извлекают из реактора, некоторое время хранят в бассейне выдержки, а затем направляют на радиохимический завод для переработки. Таким образом, в отличие от ТЭС, где топливо сжигается полностью (по крайней мере, к этому стремятся), на АЭС добиться 100 % расщепления ядерного горючего невозможно. Отсюда — невозможность оценивать КПД АЭС с помощью удельного расхода условного топлива. Здесь же подчеркнем, что АЭС не использует воздух для окисления топлива, отсутствуют какие-либо выбросы золы, оксидов серы, азота, углерода и так далее, характерных для ТЭС. Мало того, даже радиоактивный фон вблизи АЭС меньше, чем у ТЭС (этот фон создается элементами, содержащимися в золе). Результатом деления ядер расщепляющихся элементов в ядерном реакторе является выделение огромного количества тепла, которое используется для получения пара. Таким образом, ядерный реактор АЭС — это аналог парового котла в ПТУ ТЭС. Сама ПТУ АЭС принципиально не отличается от ПТУ ТЭС: она также содержит паровую турбину, конденсатор, систему регенерации, питательный насос, конденсатоочистку. Так же, как и ТЭС, АЭС потребляет громадное количество воды для охлаждения конденсаторов. КПД АЭС составляет всего 30—32 %, но сравнивать его с КПД ТЭС, составляющим 37—40%, не вполне правомочно. Подобно тому, как ТЭС имеет отходы в виде золы и других выбросов, АЭС также имеет отходы, однако они особого вида. Это в первую очередь отработавшее ядерное топливо, а также другие радиоактивные остатки. Эти отходы утилизируют: сначала их выдерживают в специальных бассейнах для уменьшения радиоактивности, а потом направляют на переработку на радиохимические заводы, где из них извлекают ценные компоненты, в том числе и несгоревшее в реакторе топливо. Подведем итог: АЭС — это энергетическое предприятие, вырабатывающее электроэнергию из энергии, выделяющейся при радиоактивном распаде элементов, содержащихся в твэлах.
Типы ядерных реакторов
Принципиальная схема ядерного реактора на так называемых тепловых (медленных) нейтронах показана на рисунке. Перед тем, как перейти к описанию его работы, напомним, что расщепление ядра делящегося элемента происходит вследствие попадания в него нейтрона. При этом возникают движущиеся с большой скоростью осколки деления (ядра других элементов) и 2—3 новых нейтрона. Последние способны вызывать деление новых ядер и характер дальнейшего процесса будет зависеть от характера изменения баланса нейтронов. Если из образующихся после каждого акта расщепления ядра 2—3 нейтронов, 1—2 нейтрона будут «погибать» (т.е. не вызывать акта следующего деления), то оставшийся и расщепивший следующее ядро 1 нейтрон будет постоянно «поддерживать» их существование. Если, например, в некоторый начальный момент существовало 100 нейтронов, то при описанных выше условиях этот уровень нейтронов будет поддерживаться постоянным, и реакция деления будет носить стационарный характер. Если число нейтронов будет увеличиваться, то произойдет тепловой взрыв, если уменьшаться, то реакция прекратится (или перейдет на меньший уровень тепловыделения). Чем выше стационарный уровень числа существующих нейтронов, тем больше мощность реактора. Образующиеся в результате деления нейтроны могут быть быстрыми (т.е. иметь большую скорость) и медленными (тепловыми). Вероятность захвата медленного нейтрона ядром и его последующего расщепления больше, чем быстрого нейтрона. Поэтому твэлы окружают замедлителем (обычно это вода, графитовая кладка и другие материалы). Быстрые нейтроны замедляются, и поэтому рассматриваемые ниже энергетические реакторы относятся к реакторам на медленных (тепловых) нейтронах. Для уменьшения утечки нейтронов из реактора его снабжают отражателем. Обычно он делается из таких же материалов как и замедлитель. Изменяют мощность реактора с помощью стержней системы регулирования и защиты (СУЗ), выполненных из материалов хорошо поглощающих нейтроны. При опускании стержней поглощение нейтронов увеличивается, общее число нейтронов уменьшается, и мощность реактора также уменьшается вплоть до полной остановки. Реактор окружается биологической защитой — кладкой из тяжелого бетона, предохраняющей персонал от воздействия медленных и быстрых нейтронов и ионизирующего излучения. Количество стационарно существующих нейтронов определяет число образующихся осколков деления ядер, которые разлетаются в разные стороны с огромной скоростью. Торможение осколков приводит к разогреву топлива и стенок твэлов. Для снятия этого тепла в реактор подается теплоноситель, нагрев которого и представляет цель работы ядерного реактора. В наиболее распространенных типах ядерных реакторов в качестве теплоносителя используют обычную воду, естественно, высокого качества. Практически вся мировая атомная энергетика базируется на корпусных реакторах. Как следует из самого названия, их главной особенностью является использование для размещения активной зоны толстостенного цилиндрического корпуса. В свою очередь корпусные реакторы выполняют с водой под давлением (в английской транскрипции PWR — pressed water reactor, в русской ВВЭР — водо-водяной энергетический реактор), и кипящие (BWR — boiling water reactor). В водо-водяном реакторе циркулирует только вода под высоким давлением. В кипящем реакторе в его корпусе над поверхностью жидкости образуется насыщенный водяной пар, который направляется в паровую турбину. В России реакторы кипящего типа не строят. В корпусных реакторах и теплоносителем, и замедлителем является вода. Альтернативой корпусным реакторам являются канальные реакторы, которые строили только в Советском Союзе под названием РБМК — реактор большой мощности канальный. Такой реактор представляет собой графитовую кладку с многочисленными каналами, в каждый из которых вставляется как бы небольшой кипящий реактор малого диаметра. Замедлителем в таком реакторе служит графит, а теплоносителем — вода. В таблице представлены основные характеристики реакторов ВВЭР-1000 и ВВЭР-440.
Рассмотрим строение реактора ВВЭР-440. Корпус реактора состоит из цилиндрического сосуда и крышки, притягиваемой к сосуду многочисленными шпильками со специальными колпачковыми гайками. В сосуде подвешивается шахта, представляющая собой тонкостенный сосуд с уплотнением и системой отверстий, обеспечивающих направленное движение теплоносителя. Теплоноситель (вода) с давлением 15,7 МПа и температурой 289 °С поступает по четырем штуцерам в кольцевое пространство между корпусом и шахтой и движется вниз между ними. На этой стадии вода выполняет функцию отражателя нейтронов. Дно шахты имеет многочисленные отверстия, через которые вода попадает внутрь шахты, где располагается активная зона, состоящая из отдельных шестигранных ТВС, каждый из которых содержит 312 твэлов. Поступивший через перфорированное дно шахты теплоноситель движется вверх, омывает твэлы, разогретые процессом деления ядерного горючего, нагревается и с температурой 322,5 °С через перфорации в верхней части шахты и четыре выходных отверстия направляется в четыре парогенератора. Корпус реактора представляет собой уникальную конструкцию, сваренную из отдельных обечаек, изготавливаемых ковкой. Масса обечаек достигает почти 100 т. Они выполняются двухстенными. Наружная часть — из термостойкой высокопрочной стали, а внутренняя плакируется слоем аустенитной нержавеющей стали толщиной 10—20 мм. Масса корпуса без крышки превышает 300 т, а крышки и шпилек достигает 100 т. Рассмотрим реактор канального типа РБМК-1000 и его технические данные.
Он состоит из собственно реактора, барабанов-сепараторов, главных циркуляционных насосов и водяных и пароводяных коммуникаций. Активная зона реактора представляет собой графитовую кладку из блоков сечением 250x250 мм. В центре каждого блока выполнено вертикальное отверстие (канал), в которое помещается парогенерирующее устройство. Совокупность парогенерирующего устройства, кладки и элементов их установки называют технологическим каналом. Он включает в себя трубу, состоящую из центральной (циркониевой) части, расположенной в области графитовой кладки, и двух концевых частей, выполненных из нержавеющей стали. Внутри центральной части трубы подвешивается ТВС, состоящая из двух последовательно расположенных пучков. Каждый пучок состоит из 18 стержневых твэлов наружным диаметром 13,6 мм, толщиной стенки 0,9 мм и длиной 3,5 м. В нижнюю концевую часть трубы 14 каждого канала поступает вода от главного циркуляционного насоса (ГЦН) и движется вверх, омывая пучки ТВС. При этом вода нагревается до состояния кипения, частично испаряется и с массовым паросодержанием примерно 15 % направляется в барабан-сепаратор. Здесь вода и пар разделяются: пар направляется в паровую турбину, а вода с помощью ГНЦ снова возвращается в технологические каналы. Активная зона (графитовая кладка) окружается стальным герметичным кожухом и заполняется смесью гелия и азота при небольшом избыточном давлении. megalektsii.ru |
|
||||||||||||||||||
|
|
||||||||||||||||||
|
На днях с внезапной проверкой посетил Новосибирский Завод Химических Концентратов (НЗКХ) где производят тепловыделяющие сборки (ТВС) для атомных электростанций.
Небольшое отступление: в мире существует два дизайна реакторов российский и зарубежный. В российском дизайне используются ТВС многогранного сечения, а в импортном дизайне сечение квадрат. А т.к. 80% всех реакторов в мире имеют зарубежный дизайн – это огромный рынок сбыта. На текущий момент на НЗКХ выпустили пробную партию ТВС с конструкцией квадрат, которые отправили для тестирования зарубежным заказчикам.
