Помощничек
Главная | Обратная связь


Археология
Архитектура
Астрономия
Аудит
Биология
Ботаника
Бухгалтерский учёт
Войное дело
Генетика
География
Геология
Дизайн
Искусство
История
Кино
Кулинария
Культура
Литература
Математика
Медицина
Металлургия
Мифология
Музыка
Психология
Религия
Спорт
Строительство
Техника
Транспорт
Туризм
Усадьба
Физика
Фотография
Химия
Экология
Электричество
Электроника
Энергетика

Реакторы на быстрых нейтронах



При нынешних объемах и темпах роста атомной энергетики запасы природного дешевого урана 235U, используемого на АЭС, работающих на тепловых нейтронах, могут быть исчерпаны в ближайшие 50 лет. Поэтому одной из важнейших задач является вовлечение в энергобаланс основного изотопа урана 238U, содержание которого в природном уране составляет 99,3 %. Для этих целей могут использоваться реакторы-размножители на быстрых нейтронах. Работы по созданию таких реакторов были начаты в Советском Союзе в 1949 году. Первый опытный реактор на быстрых нейтронах БР-2 тепловой мощностью 2 МВт был пущен в 1956 году.

Первый крупный промышленный атомный реактор БН-350 был введен в работу в 1973 году в г. Шевченко на Каспии, энергия которого использовалась в основном для опреснения воды. На Белоярской АЭС успешно работает еще более мощный БН-600, пущенный в 1980 году, готовится к пуску в 2015 г. БН-800. В мире было создано всего несколько реакторов такого типа, которые по разным причинам были остановлены.

Для широкого внедрения реакторов на быстрых нейтронах должны быть решены сложные научно-технические проблемы. В реакторах на быстрых нейтронах исключается использование материалов, хорошо замедляющих нейтроны, поэтому в качестве теплоносителя применяется не вода, а расплавленный натрий, который в очень малой степени замедляет нейтроны и, обладая хорошими теплофизическими свойствами, обеспечивает эффективную передачу теплоты. Последнее обстоятельство очень важно для реакторов на быстрых нейтронах, так как они имеют высокую концентрацию делящихся материалов в единице объема активной зоны, а следовательно, высокую удельную мощность активной зоны и большие тепловые напряжения поверхности ТВЭЛов. К недостаткам натрия как теплоносителя относится его повышенное химическое взаимодействие с водой и паром. Поэтому, чтобы даже в аварийных ситуациях исключить контакт радиоактивного натрия с водой или паром, создают промежуточный контур.

В трехконтурных схемах (рисунок.5.4) радиоактивный теплоноситель первого контура (жидкий натрий) из реактора направляется в промежуточный теплообменник, отдает в нем теплоту нерадиоактивному теплоносителю второго (промежуточного) контура и циркуляционным насосом возвращается в реактор.

 

Рисунок 5.4. Схема блока АЭС с реактором типа БН:

1–реактор; 2–теплообменник; 3–паровая турбина; 4– генератор; 5–конденсатор; 6–циркуляционный насос; 7– питательный насос; 8–парогенератор; 9–циркуляционный насос.

 

Теплоносителем второго контура также является натрий, он отдает теплоту в napoгенераторе рабочему телу – воде. Полученный в парогенераторе пар поступает в паровую турбину.

Второй промежуточный контур исключает возможное взаимодействие радиоактивного натрия с водой при появлении неплотностей в теплообменных стенках парогенератора. Введение этого контура приводит к дополнительному увеличению капитальных затрат, однако повышает надежность и безопасность работы станции.

В реакторах на быстрых нейтронах гораздо больше выделяется тепла в единице объема активной зоны, существенно выше интенсивность нейтронного потока и сложнее условия работы металла всех элементов реактора.

Контрольный тест

1. Какую мощность в кВт имела первая в мире АЭС?

а) 100, б) 5000, в) 12000.

2. Какой изотоп урана используется на АЭС?

а) 238, б) 233, в) 235.

3. Установленная мощность в ГВт АЭС мира?

а) 300, б) более 300, в) 430 .

4. Сколько контуров в реакторе типа ВВЭР?

а) 1, б) 2, в) 3 .

5. Функции воды в реакторе типа ВВЭР?

а) замедлитель, б) теплоноситель, в) замедлитель и теплоноситель.

6. Главная функция ТВЭЛов?

а) осуществление ядерной реакции, б) отвод тепла, в) выделение тепла.

7. Какая масса ядерного топлива называется критической?

а) при которой начинается самоподдерживающаяся цепнаяреакция,

б) при которой начинается реакция расщепления ядер.

8. Состояние рабочего тела в 1-ом контуре реактора типа ВВЭР?

а) пар, б) вода, в) паровая смесь.

9. Соотношение температур в контурах реактора типа ВВЭР?

а) t1>t2, б) t1=t2, в) t1<t2.

10. Соотношение давлений в контурах реактора типа ВВЭР?

а) P1>P2, б) P1=P2, в) P1<P2.

11. Наибольшая мощность в МВт реактора типа ВВЭР?

а) 1500, б) 440, в) 1000.

12. Почему с реактором ВВЭР-1000 работает ТГ-1000 с n=1500 об/мин?

а) увеличен диаметр лопаток ЦНД турбины;

б) повышена вибрация при n=3000;

в) синхронный генератор имеет р=2.

13. Преимущества реактора типа РБМК по сравнению с ВВЭР?

а) повышена надёжность; б) отсутствуют корпуса заводского

изготовления; в) возможность повышения мощности до 1500 МВт.

14. Назначение барабана в реакторе типа РБМК?

а) отделение пара от воды;

б) преобразование воды в пароводяную смесь;

в) теплопередача тепла пару.

15. Вид теплоносителя в реакторах типа БН?

а) вода, б) натрий, в) ртуть.

16. Число контуров в реакторах типа БН?

а) 1, б) 2, в) 3, г) 2,5.

17. Почему в реакторах типа БН не используется вода в качестве

теплоносителя?

а) вода замедляет нейтроны;

б) вода является плохим теплоносителем;

в) вода снижает надёжность теплоотвода.

18. Почему реакторы типа БН называют размножителями?

а) в ходе работы образуется новое ядерное топливо;

б) в ходе реакции образуются новые нейтроны;

в) в ходе реакции увеличивается масса 238U.




©2015 studopedya.ru Все права принадлежат авторам размещенных материалов.