Атомная электростанция (АЭС) - комплекс технических сооружений , предназначенных для выработки электрической энергии путем использования энергии, выделяемой при контролируемой ядерной реакции.
В качестве распространенного топлива для атомных электростанций применяется уран. Реакция деления осуществляется в основном блоке атомной электростанции - ядерном реакторе.
Реактор смонтирован в стальном корпусе, рассчитанном на высокое давление - до 1,6 х 107 Па, или 160 атмосфер.
Основными частями ВВЭР-1000 являются:
1. Активная зона, где находится ядерное топливо, протекает цепная реакция деления ядер и выделяется энергия.
2. Отражатель нейтронов, окружающий активную зону.
3. Теплоноситель.
4. Система управления защиты (СУЗ).
5. Радиационная защита.
Теплота в реакторе выделяется за счет цепной реакции деления ядерного топлива под действием тепловых нейтронов. При этом образуются продукты деления ядер, среди которых есть и твердые вещества, и газы - ксенон, криптон. Продукты деления обладают очень высокой радиоактивностью, поэтому топливо (таблетки двуокиси урана) помещают в герметичные циркониевые трубки - ТВЭЛы (тепловыделяющие элементы). Эти трубки объединяются по несколько штук рядом в единую тепловыделяющую сборку. Для управления и защиты ядерного реактора используются регулирующие стержни, которые можно перемещать по всей высоте активной зоны. Стержни изготавливаются из веществ, сильно поглощающих нейтроны - например, из бора или кадмия. При глубоком введении стержней цепная реакция становится невозможной, поскольку нейтроны сильно поглощаются и выводятся из зоны реакции. Перемещение стержней производится дистанционно с пульта управления. При небольшом перемещении стержней цепной процесс будет либо развиваться, либо затухать. Таким способом регулируется мощность реактора.
Схема станции - двухконтурная. Первый, радиоактивный, контур состоит из одного реактора ВВЭР 1000 и четырех циркуляционных петель охлаждения. Второй контур, нерадиоактивный, включает в себя парогенераторную и водопитательную установки и один турбоагрегат мощностью 1030 МВт. Теплоносителем первого контура является некипящая вода высокой чистоты под давлением в 16 МПа с добавлением раствора борной кислоты - сильного поглотителя нейтронов, что используется для регулирования мощности реактора.
1. Главными циркуляционными насосами вода прокачивается через активную зону реактора, где она нагревается до температуры 320 градусов за счет тепла, выделяемого при ядерной реакции.
2. Нагретый теплоноситель отдает свою теплоту воде второго контура (рабочему телу), испаряя ее в парогенераторе.
3. Охлажденный теплоноситель вновь поступает в реактор.
4. Парогенератор выдает насыщенный пар под давлением 6,4 МПа, который подается к паровой турбине.
5. Турбина приводит в движение ротор электрогенератора.
6. Отработанный пар конденсируется в конденсаторе и вновь подается в парогенератор конденсатным насосом. Для поддержания постоянного давления в контуре установлен паровой компенсатор объема.
7. Теплота конденсации пара отводится из конденсатора циркуляционной водой, которая подается питательным насосом из пруда охладителя.
8. И первый, и второй контур реактора герметичны. Это обеспечивает безопасность работы реактора для персонала и населения.
В случае невозможности использования большого количества воды для конденсации пара, вместо использования водохранилища, вода может охлаждаться в специальных охладительных башнях (градирнях).
Безопасность и экологичность работы реактора обеспечиваются жестким выполнением регламента (правил эксплуатации) и большим количеством контрольного оборудования. Все оно предназначено для продуманного и эффективного управления реактором.
Аварийная защита ядерного реактора - совокупность устройств, предназначенная для быстрого прекращения цепной ядерной реакции в активной зоне реактора.
Активная аварийная защита автоматически срабатывает при достижении одним из параметров ядерного реактора значения, которое может привести к аварии. В качестве таких параметров могут выступать: температура, давление и расход теплоносителя, уровень и скорость увеличения мощности.
Исполнительными элементами аварийной защиты являются, в большинстве случаев, стержни с веществом, хорошо поглощающим нейтроны (бором или кадмием). Иногда для остановки реактора жидкий поглотитель впрыскивают в контур теплоносителя.
Дополнительно к активной защите, многие современные проекты включают также элементы пассивной защиты . Например, современные варианты реакторов ВВЭР включают "Систему аварийного охлаждения активной зоны" (САОЗ) - специальные баки с борной кислотой, находящиеся над реактором. В случае максимальной проектной аварии (разрыва первого контура охлаждения реактора), содержимое этих баков самотеком оказываются внутри активной зоны реактора и цепная ядерная реакция гасится большим количеством борсодержащего вещества, хорошо поглощающего нейтроны.
Согласно "Правилам ядерной безопасности реакторных установок атомных станций", по крайней мере одна из предусмотренных систем остановки реактора должна выполнять функцию аварийной защиты (АЗ). Аварийная защита должна иметь не менее двух независимых групп рабочих органов. По сигналу АЗ рабочие органы АЗ должны приводиться в действие из любых рабочих или промежуточных положений.
Аппаратура АЗ должна состоять минимум из двух независимых комплектов.
Каждый комплект аппаратуры АЗ должен быть спроектирован таким образом, чтобы в диапазоне изменения плотности нейтронного потока от 7% до 120% номинального обеспечивалась защита:
1. По плотности нейтронного потока - не менее чем тремя независимыми каналами;
2. По скорости нарастания плотности нейтронного потока - не менее чем тремя независимыми каналами.
Каждый комплект аппаратуры АЗ должен быть спроектирован таким образом, чтобы во всем диапазоне изменения технологических параметров, установленном в проекте реакторной установки (РУ), обеспечивалась аварийная защита не менее чем тремя независимыми каналами по каждому технологическому параметру, по которому необходимо осуществлять защиту.
Управляющие команды каждого комплекта для исполнительных механизмов АЗ должны передаваться минимум по двум каналам. При выводе из работы одного канала в одном из комплектов аппаратуры АЗ без вывода данного комплекта из работы для этого канала должен автоматически формироваться аварийный сигнал.
Срабатывание аварийной защиты должно происходить как минимум в следующих случаях:
1. При достижении уставки АЗ по плотности нейтронного потока.
2. При достижении уставки АЗ по скорости нарастания плотности нейтронного потока.
3. При исчезновении напряжения в любом не выведенном из работы комплекте аппаратуры АЗ и шинах электропитания СУЗ.
4. При отказе любых двух из трех каналов защиты по плотности нейтронного потока или по скорости нарастания нейтронного потока в любом не выведенном из работы комплекте аппаратуры АЗ.
5. При достижении уставок АЗ технологическими параметрами, по которым необходимо осуществлять защиту.
6. При инициировании срабатывания АЗ от ключа с блочного пункта управления (БПУ) или резервного пункта управления (РПУ).
Материал подготовлен интернет-редакцией www.rian.ru на основе информации РИА Новости и открытых источников
Новосибирский завод химконцентратов - один из ведущих мировых производителей ядерного топлива для АЭС и исследовательских реакторов России и зарубежных стран. Единственный российский производитель металлического лития и его солей. Входит в состав Топливной компании "ТВЭЛ" Госкорпорации "Росатом".
Внимание, комментарии под фото!
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 операторов
Отсюда идет управление процессом производства порошка диоксида урана, из которого затем изготавливают топливные таблетки.
Участок изготовления урановых таблеток
На переднем плане видны биконусы, где хранится порошок диоксида урана.
В них происходит перемешивание порошка и пластификатора, который позволяет таблетке лучше спрессоваться.
Таблетки ядерного керамического топлива
Далее они отправления в печь на отжиг.
Факел (дожигания водорода) на печи спекания таблеток
Таблетки 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 топлива
Одна 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 контейнерах
Бахилы даже на колесах.
Участок сборки ТВС
Установка нанесения лакового покрытия на твэлы
Закрепление твэлов в механизме загрузки
Изготовление каркаса - сварка каналов и дистанционирующих решёток
В 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 ТВС
Проверяют, чтобы расстояние между твэлами было одинаковое.
Готовая ТВС
Двухтрубные контейнеры для транспортировки ТВС
Топливо для атомных станций, произведенное в НЗХК, используется на российских АЭС, а также поставляется в Украину, в Болгарию, Китай, Индию и Иран.
Взят у gelio в НЗХК. Производство ядерного топлива для АЭС (2012)
Если у вас есть производство или сервис, о котором вы хотите рассказать нашим читателям, пишите пишите мне - Аслан ([email protected] ) Лера Волкова ([email protected] ) и Саша Кукса ([email protected] ) и мы сделаем самый лучший репортаж, который увидят не только читатели сообщества, но и сайта http://bigpicture.ru/ и http://ikaketosdelano.ru
Подписывайтесь также на наши группы в фейсбуке, вконтакте, одноклассниках и в гугл+плюс , где будут выкладываться самое интересное из сообщества, плюс материалы, которых нет здесь и видео о том, как устроены вещи в нашем мире.
Жми на иконку и подписывайся!
Под ядерным топливом обычно понимается совокупность всех делящихся нуклидов в активной зоне. Большинство используемых в энергоблоках АЭС тепловых ЭЯР в начальной стадии эксплуатации работают на чисто урановом топливе, но в процессе кампании в них воспроизводится существенное количество вторичного ядерного топлива - плутония-239, который сразу после его образования включается в процесс размножения нейтронов в реакторе. Поэтому топливом в таких ЯР в любой момент кампании следует считать, как минимум, совокупность трёх делящихся компонентов: 235 U, 238 U и 239 Pu. Уран-235 и плутоний-239 делятся нейтронами любых энергий реакторного спектра, а 238 U, как уже отмечалось, только быстрыми надпороговыми (с Е > 1.1 МэВ ) нейтронами.
Основной характеристикой уранового ядерного топлива является его начальное обогащение (x) ,под которым понимается доля (или процентное содержание) ядер урана-235 среди всех ядер урана. А поскольку на более чем 99.99% уран состоит из двух изотопов - 235 U и 238 U, то величина обогащения:
В природном металлическом уране содержится приблизительно 0.714% ядер 235 U, а более 99.286% составляет 238 U (прочие изотопы урана: 233 U, 234 U, 236 U и 237 U - присутствуют в природном уране в настолько незначительных количествах, что могут не приниматься во внимание).
Если топливо не свежее (облученное – ОЯТ), то его характеризуют еще одним параметром – глубиной выгорания .
Ядерное топливо - штука дорогостоящая. Добыча урановой руды, получение природного металлического урана, обогащение его изотопом 235 U, изготовление топливной композиции, спечение её в таблетки и их чистовая обработка, изготовление твэлов и тепловыделяющих сборок - всё это очень сложные технологические процессы, требующие больших материальных и энергетических затрат. Понятно, что выбрасывать довольно большое количество невыгоревшего ядерного топлива на кладбище радиоактивных отходов было бы делом весьма неумным.
Отработанное (ОБЛУЧЕННОЕ) топливо направляется на регенерацию , где топливные компоненты по цепочке сложных технологических операций отделяются от накопившихся за время работы продуктов деления, заново обогащаются изотопом 235 U и вновь включаются в топливный цикл. Заметим, что регенерация ядерного топлива не менее сложна и дорога, чем изготовление “свежего” топлива.
Вот почему очень важно, чтобы в процессе кампании выгорала как можно большая часть загруженного топлива, а для регенерации оставалась бы как можно меньшая его часть. Мерой оценки эффективности использования топлива в энергетических реакторах служат две основные характеристики.
а) Степень выгорания топлива - это доля (или процент) выгоревшего основного топлива (235 U) от начального его количества.
Степень выгорания обозначается буквой z и в соответствии с определением равна:
Путём элементарных подстановок несложно показать, что степень выгорания в любой момент кампании t - величина, прямо пропорциональная величине энерговыработки W(t) , если не брать в расчёт ту часть выработанной энергии, которая получена в результате делений ядер плутония.
Из (15.3.1) следует, что
Об эффективности использования основного топлива в реакторе за время кампании активной зоны можно судить по цифрам максимальной степени выгорания (то есть степени выгорания в конце кампании).
Для реакторов типа РБМК-1000 z max = 0.35 ¸ 0.37 , а для реакторов водо-водяного типа (ВВЭР-440, ВВЭР-1000) z max = 0.30 ¸ 0.33 .
На практике степень выгорания может измеряться и в %.
б) Глубина выгорания - это энерговыработка на данный момент кампании, приходящаяся на единицу массы первоначально загруженного урана.
Здесь речь идёт обо всём уране (235 U + 238 U), загружаемом в активную зону перед началом кампании. Если обозначить величину глубины выгорания через b , то в соответствии с определением
Глубину выгорания принято измерять в МВт сутки / т, МВт сутки /кг
или ГВт сутки/ т.
Представление о величинах глубины выгорания топлива дают такие цифры:
* для реакторов типа РБМК-1000 b max => 20 МВт. сут /кг ;
* для реакторов типа ВВЭР-1000 b max => 40 ¸ 50 МВт. сут /кг .
В реакторах АЭС используется уран низкого обогащения (обогащённый до 1.8 ¸ 5.2%), в реакторах морских транспортных ядерных энергоустановок начальное обогащение ядерного топлива составляет 21 ¸ 45%, а в установках с жидкометаллическими реакторами используется ядерное топливо с обогащением до 90%. Использование топлива с низким обогащением на АЭС объясняется экономическими соображениями: технология производства обогащённого топлива сложна, энергоёмка, требует сложного и громоздкого оборудования, а потому и является дорогой технологией.
Металлический уран термически не стоек, подвержен фазовым превращениям при относительно невысоких температурах и химически нестабилен, а потому неприемлем в качестве топлива энергетических реакторов. Поэтому уран в реакторах используется не в чисто металлическом виде, а в форме химических (или металлургических) соединений с другими химическими элементами.Эти соединения называются топливными композициями.
Наиболее распространенные в реакторной технике топливные композиции:
UO 2 , U 3 O 8 , UC, UC 2 , UN, U 3 Si, (UAl 3)Si, UBe 13 . (Cu-UO 2)
Другой (другие) химический элемент топливной композиции называют разжижителем топлива. В первых двух из перечисленных топливных композиций разжижителем является кислород, во вторых двух - углерод, в последующих соответственно азот, кремний, алюминий с кремнием и бериллий.
Основные требования к разжижителю - те же, что и замедлителю в реакторе: он должен иметь высокое микросечение упругого рассеяния и возможно более низкое микросечение поглощения тепловых и резонансных нейтронов.
Наиболее распространенной топливной композицией в энергетических реакторах АЭС являетсядиоксид урана (UO 2) , и его разжижитель - кислород - в полной мере отвечает всем упомянутым требованиям.
Температура плавления диоксида (2800 o С) и его высокая термическая устойчивость позволяют иметь высокотемпературное топливо с допустимой рабочей температурой до 2200 о С.
Активная зона энергетического ядерного реактора (а.з.ЭЯР) - это часть его объёма, в которой конструктивно организованы условия для осуществления непрерывной самоподдерживающейся цепной реакции деления ядерного топлива и сбалансированного отвода генерируемого в нём тепла с целью его последующего использования.
Вдумавшись в смысл этого определения применительно к активной зо-не теплового ЭЯР, можно понять, что принципиальными компонентами такой активной зоны являются ядерное топливо, замедлитель, теплоноситель и другие конструкционные материалы Последние объективно необходимы, так как ядерное топливо и замедлитель в активной зоне и сама активная зона должны быть неподвижно зафиксированы в реакторе, представляя собой по возможности разборный технологический агрегат.
Под ядерным топливом обычно понимается совокупность всех делящихся нуклидов в активной зоне. Большинство ис-пользуемых в энергоблоках АЭС тепловых ЭЯР в начальной стадии эксплуа-тации работают на чисто урановом топливе, но в процессе кампании в них воспроизводится существенное количество вторичного ядерного топлива - плутония-239, который сразу после его образования включается в процесс размножения нейтронов в реакторе. Поэтому топливом в таких ЭЯР в любой произвольный момент кампании надо считать совокупность трёх делящихся компонентов: 235 U, 238 U и 239 Pu. Уран-235 и плутоний-239 делятся нейтронами любых энергий реакторного спектра, а 238 U, как уже отмечалось, только быстрыми надпороговыми (с Е > 1.1 МэВ) нейтронами.
Основной характеристикой уранового ядерного топлива является его начальное обогащение (x), под которым понимается доля (или процентное содержание) ядер урана-235 среди всех ядер урана. А поскольку на более чем 99.99% уран состоит из двух изотопов - 235 U и 238 U, то величина обогащения:
x =
N 5 /N U = N 5 /(N 5 +N 8) (4.1.1)
В природном металлическом уране содержится приблизительно 0.71% ядер 235 U, а более 99.28% составляет 238 U. Прочие изотопы урана (233 U, 234 U, 236 U и 237 U) присутствуют в природном уране в настолько незначи-тельных количествах, что могут не приниматься во внимание.
В реакторах АЭС используется уран, обогащенный до 1.8 ÷ 5.2%, в ре-акторах морских транспортных ядерных энергоустановок начальное обога-щение ядерного топлива составляет 20 ÷ 45%. Использование топлива низких обогащений на АЭС объясняется экономическими соображениями: технология производства обогащённого топлива сложна, энергоёмка, требует сложного и громоздкого оборудования, а потому является дорогой технологией.
Металлический уран термически не стоек, подвержен аллотропным превращениям при относительно невысоких температурах и химически нестабилен, а потому неприемлем в качестве топлива энергетических реакторов. Поэтому уран в реакторах используется не в чисто металлическом виде, а в форме химических (или металлургических) соединений с другими химическими элементами. Эти соединения называются топливными композициями.
Наиболее распространенные в реакторной технике топливные компози-ции:
UO 2 , U 3 O 8 , UC, UC 2 , UN, U 3 Si, (UAl 3)Si, UBe 13 .
Другой (другие) химический элемент топливной композиции называют разжижителем топлива.
В первых двух из перечисленных топливных компо-зиций разжижителем является кислород, во вторых двух - углерод, в по-следующих соответственно азот, кремний, алюминий с кремнием и бериллий.
Основные требования к разжижителю - те же, что и замедлителю в ре-акторе: он должен иметь высокое микросечение упругого рассеяния и воз-можно более низкое микросечение поглощения тепловых и резонансных ней-тронов.
Наиболее распространенной топливной композицией в энергетических реакторах АЭС является диоксид урана (UO 2) , и его разжижитель - кисло-род - в полной мере отвечает всем упомянутым требованиям.
Температура плавления диоксида (2800 o С) и его высокая термическая устойчивость позволяют иметь высокотемпературное топливо с допустимой рабочей температурой до 2200 о С.
