Вода первого контура реактора

Вода в ядерных энергетических циклах

В ядерных энергетических циклах чистота воды имеет важное значение по разным причинам. Хотя под действием нейтронного потока происходит лишь небольшое повышение уровня радиоактивного загрязнения воды с образованием лишь короткоживущих изотопов, содержащиеся в воде вещества могут отреагировать на действие нейт ронного потока нежелательным образом. В ядерных циклах с использованием кипящих ядерных реакторов или ядерных реакторов с водой под давлением появление в воде, являющейся теплоносителем первого контура ядерного реактора и проходящей через реак тивную зону, например, такого химического элемента, как кобальт, было бы крайне не желательно. Это — радиоактивный продукт, при последующем распаде которого имеет место гамма-излучение большой мощности. Поэтому следует избегать появления кобальта в таких системах, Поскольку многие другие металлы под действием нейтронного потока также образуют радиоактивные изотопы, то в целях безопасности при работе и техническом обслуживании допустимые нормы образования продуктов водной корро­зии и ядерных энергетических циклах являются более жесткими.

Но всех современных энергетических циклах требуется вода относительно высокой степени чистоты, хотя требования к чистоте воды в разных циклах неодинаковы.

Тем не менее подпиточная вода требуемой чистоты может быть получена гаранти­рованно и при разумных затратах путем ионообмена, испарения и прочих способов предварительной обработки. Но, поскольку в обычных энергетических циклах расход подпиточной воды, как правило, составляет не более 1 % от общего расхода питательной воды, основная проблема заключается в том, чтобы сохранить исходную степень чистой воды после подачи ее в цикл.

Два основных источника загрязнений воды высокой степени чистоты — это коррози я и подсос. В результате коррозии происходит не только разрушение металла, но и загрязнение воды в системе продуктами коррозии. Вода с определенной степенью загряз­ нения поступает в цикл в местах высокого вакуума (например, поверхностный конден­сатор), такой подсос является вторым основным источником загрязнения. Точные рас­четы и тщательный выбор конструкционных материалов могут свести эти проблемы к минимуму.

Так как подпиточная вода деионизирована и по результатам анализа не является жесткой и не содержит твердых веществ, разрушение труб в котлах электростанций вследствие образования накипи и отложений менее вероятно, чем в промышленных кот­лах низкого давления. В барабанных котлах электростанций причиной разрушения ме­талла труб чаще является водная коррозия, приводящая к образованию локальных корро­зионных язв или кратеров, а также водородная коррозия, в результате которой происхо­дит охрупчивание углеродистой стали.

Важным фактором для максимально возможного предупреждения коррозии метал­ла предварительного подогревателя является pH питательной воды. Для железа и его сплавов оптимальные значения pH питательной воды находятся в пределах 9,2-9, 6 , хо­тя приемлемо и минимальное значение 8,5. Для меди и медных сплавов значение pH пи­тательной воды в основном составляет от 8,5 до 9,2. Если для изготовления предвари­тельного подогревателя используются оба металла, то обычно устанавливаются преде­лы регулирования pH питательной воды 8 ,8-9,2. Для регулирования pH в этой части цикла, как правило, применяются летучие щелочи, например, аммиак и амины, так как они не способствуют увеличению содержания растворенных твердых веществ.

Ядерный реактор с водой под давлением ( PWR) имеет две основные системы водо­снабжения:

1. Первый контур или система теплоносителя ядерного реактора.
2. Второй контур или система циркуляции «парогенератор — турбина».

К первому контуру относятся корпус ядерного реактора, компенсатор давления, па­рогенераторы (теплообменники) и циркуляционный насос. В первом контуре темпера­тура воды, проходящей через реактор, не должна превышать 28 °С, следовательно, ско­рость рециркуляции должна быть довольно высокой, чтобы обеспечивать поглощение образовавшегося тепла. Во избежание вскипания воды поддерживается достаточно вы­сокое давление рециркулирующей воды. Давление поддерживается при помощи ком­пенсатора давления, который компенсирует изменение объема в результате изменения температуры. В первом контуре для обеспечения максимальной коррозионной стойкости все поверхности, контактирующие с водой, как правило, выполняются из нержаве­ющей стали или сплавов на основе никеля.

Вода, используемая для водоснабжения первого контура реактора, должна иметь высокую степень чистоты для сведения к минимуму возможности загрязнении реактора и теплопередающих поверхностей теплообменников, а также во избежание попадания загрязнений, которые под действием нейтронного потока могут образовать нежела­тельные радиоактивные изотопы. Регулируемое добавление в воду первого контура борной кислоты и ее удаление по мере необходимости обеспечивает требуемую концентра цию поглощающего нейтроны бора, что необходимо для регулирования потока нейтронов и передачи энергии. Для регулирования pH в первом контуре используются такие химикаты, как гидроокись лития, образующая под действием нейтронного потока срав нительно безопасные радиоизотопы.

Под действием ядерного излучения часть воды первого контура при прохождении через реактор разлагается на водород и кислород.

Для уменьшения образования кислорода и удаления кислорода, попадающего в си стему, обычно добавляют газообразный водород. Чистоту воды первого контура обычно поддерживают, непрерывно пропуская часть циркулирующей воды через обессоливающую установку со смешанным слоем. Во избежание удаления бора из воды в таких установках, как правило, используются анионообменные смолы в виде солей борной кислоты. При высокой концентрации примесей эти смолы становятся радиоактивными их регенерация — практически неосуществимой. Следовательно, такие радиоактивные смолы обычно направляются на захоронение как твердые радиоактивные отходы.

В качестве парогенераторов второго контура в системах PWR в основном устанавливаются теплообменники двух типов. Рециркуляционный парогенератор с U-образными трубами аналогичен барабанному котлу электростанции, работающей на ископаемом топливе. Ввиду того, что скорость рециркуляции через внутренние устройства теплообменника в 3-4 раза превышает скорость потока пара, в теплообменнике происходит механическое разделение паровой и водной фазы и непрерывный частичный сброс оборотной воды. Однако такой парогенератор отличается от котлов электростанций, работающих на ископаемом топливе, тем, что в нем не предусмотрен перегрев пара.

Другой тип теплообменника, применяемого в системах PWR, представляет собой прямоточный паровой котел. Такой теплообменник имеет перегородки, направляют поток входящей питательной воды сначала вниз через наружный кольцевой канал, в котором она нагревается до температуры насыщения, полностью превращаясь в пар слегка перегревается в единственном направленном вверх через трубный пучок проходном канале межтрубного пространства. В зависимости от нагрузки можно обеспечить перегрев примерно до 34 °С.

Добавки для регулирования pH и удаления кислорода, например, добавки аминов и гидразина, в циклах с кипящими ядерными реакторами не применяются, так как эти добавки подвержены разложению под действием ядерного излучения. Следовательно, для предупреждения коррозии оборудование, используемое в цикле, должно быть изготов лено из коррозионностойких материалов.

Во избежание образования опасных изотопов и отложений на теплопередающих поверхностях активной зоны установлены жесткие нормы содержания примесей металлов, попадающих в используемую в цикле воду либо в результате утечек из конденсаторов, либо вследствие коррозии металлических элементов системы. Наиболее жесткие требования предъявляются к содержанию меди, так как она приводит к забивке водовыпускных отверстий устройств для распределения воды в активной зоне.

Источник

Большая Энциклопедия Нефти и Газа

Вода — первый контур

Вода первого контура , проходя через реактор, приобретает радиоактивность. Вода второго контура ее не имеет. Следовательно, применением двух контуров циркуляции воды обеспечивается безопасность обслуживания турбины и ее вспомогательного оборудования. [1]

Вода первого контура под давлением 15 кГ / см2 циркулирует, омывая бериллиевые блоки, со скоростью 10 м / сек. При тепловой мощности реактора 100 Мвт максимальная температура в бериллии достигает 180 С. [2]

Поскольку вода первого контура может отдавать в теплообменнике относительно небольшое количество тепла, то для получения 1 кг насыщенного пара во втором контуре требуется от 6 до 15 кг воды первого контура. [4]

Качество воды первого контура и бассейнов перегрузки и выдержки на АЭС регламентируется руководящими техническими материалами ( РТМ), утвержденными в установленном порядке. [5]

Удельное сопротивление воды первого контура должно быть не менее 500000 ом-см. Оно не оказывает прямого действия на проте — — кание общей коррозии. Влияет на ее ход преимущественно анионный состав воды, который обусловливает ее электросопротивление. [6]

В двухконтурной схеме вода первого контура передает теплоту, получаемую в реакторе, питательной воде и водяному пару в парогенераторе. [8]

Чтобы в парогенераторе вода первого контура нагревала воду второго контура, превращала ее в пар и при этом не испарялась, в этом контуре используется повышенное давление, так как при этом температура кипения воды также повышается. В графитовый замедлитель помещены подвижные кадмиевые стержни-поглотители, которые автоматически регулируют процесс распада путем большего или меньшего погружения. [9]

При повышении температуры воды первого контура в компенсатор давления поступает теплоноситель, что приводит к росту давления в компенсаторе. Вследствие этого происходит отключение групп электронагревателей. При росте давления открываются клапаны впрыска холодного теплоносителя. Если, несмотря на впрыск, происходит дальнейший рост давления, то срабатывает клапан сброса пара в барботер. [11]

Для обеспечения качества воды первого контура подпиточная вода должна быть термически деаэрирована и полностью обессолена, что исключает необходимость нормирования содержания в ней ионов кальция, магния и кремнекислоты. [12]

При попадании в воду первого контура хлоридов и кислорода во время испарения воды и затем увлажнения трубопроводов водой с высокой температурой в щелях фланцевых соединений и в местах непроваров сварных швов происходит местное накопление хлоридов, которые способствуют коррозионному растрескиванию. Особенно опасна щелевая коррозия для всякого рода зазоров и трещин шириной менее 0 05 мм. [13]

В трубах парогенератора проходит вода первого контура в количестве около 3 — Ю3 т / час с температурой на входе и выходе соответственно 284 и 264 С. [14]

Корпус фильтров по очистке воды первого контура был сконструирован с учетом того, чтобы контейнеры со смолой в конце рабочего цикла могли бы быть выброшены. [15]

Источник

Ядерный реактор для чайников: замыкание топливного цикла в двухкомпонентной ядерной энергетике

Мечта современных ядерщиков — энергетика без радиоактивных отходов. Это когда отработанное ядерное топливо перерабатывается и снова становится топливом для реакторов разного типа. Попутно снижается потребность в дорогостоящем обогащении урана, а в итоге получается что-то фантастическое и, условно, вечно работающее.

БН-800 на Белоярской АЭС — один из двух в мире действующих реакторов на быстрых нейтронах. Выведен на номинальную мощность в 2015 году

Под катом — рассказ про устройство классических ядерных реакторов на тепловых нейтронах, принцип работы ядерных реакторов на быстрых нейтронах (в мире их всего два, и оба в России) и замыкание ядерного топливного цикла.

Уверена, это будет интересно тем, кому пришелся по вкусу рассказ про международную стройку 500-мегаваттного термоядерного реактора ITER.

Наш рассказчик — Алексей Германович Горюнов, заведующий кафедрой и руководитель отделения ядерно-топливного цикла инженерной школы ядерных технологий из томского Политеха, который прочитал лекцию про двухкомпонентную энергетику в томской Точке кипения.

Сегодняшний рассказ — о новых технологиях мирного атома: замыкании ядерно-топливного цикла и двухкомпонентной ядерной энергетике.

Но начнем с того, как ядерно-топливный цикл функционирует сейчас.

Классический топливный цикл

MOX (Mixed-Oxide fuel) — ядерное топливо, содержит несколько видов оксидов делящихся материалов (обычно плутония и урана). НАО, САО, ВАО — разные типы радиоактивных отходов. ОЯТ — отработавшее ядерное топливо

Центр современного цикла — ядерный реактор на тепловых нейтронах. Он выделен зеленым. В качестве топлива реактор использует уран, обогащенный по изотопу-235. Чтобы его получить, урановую руду извлекают, перерабатывают, а потом проводят долгое и дорогостоящее обогащение.

В больших реакторах, преобладающих в ядерной энергетике, таких как водо-водяной ВВР-1000 или канальный РБМК-1000, отработанное топливо не перерабатывают. Его хранят в бассейнах выдержки реакторов, а потом перевозят на площадку долговременного хранения на базе горно-химического комбината.

Базовый процесс получения топлива дорогой, а сырье — исчерпаемый ресурс, поэтому человечество напряженно решает задачу по замыканию топливного цикла — это когда из ядерных отходов опять производят топливо. Сейчас эта схема существует лишь в небольшом сегменте ядерной энергетики — в транспортных и исследовательских реакторах.

Давайте теперь посмотрим на устройство современных реакторов.

Ядерные реакторы на тепловых нейтронах

Схематично атомную станцию с ядерным реактором на тепловых нейтронах можно представить так:

Далее мы будем говорить о так называемом ядерном острове, куда входит реакторная часть. Рассмотрим, какие реакторы используются в настоящее время, а какие могут быть запущены в ближайшем будущем.

Условная схема ядерной электростанции

Реактор — это устройство, в активной зоне которого осуществляется контролируемая самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер тяжелых элементов, в частности урана-235. Сегодня наиболее распространены водо-водяные энергетические блоки. На картинке — схема как раз такого реактора.

Условная схема электростанции с водо-водяным реактором

Реактор находится в защищенном корпусе и примыкает к отдельному зданию, где размещают традиционные энергетические узлы — турбинный зал и другие, которые есть в обычных теплоэнергетических станциях.

Обычно в реакторах используют четыре нити охлаждения для повышения надежности. Первый контур охлаждения реактора включает сам реактор, а также главные циркуляционные насосы. Их число соответствует количеству нитей охлаждения — четыре. На каждой из нитей охлаждения установлен парогенератор, который отделяет первый контур реактора от второго, содержащего теплоноситель, поступающий в традиционный остров.

Энергетическая установка с реактором ВВР

Общий вид самого реактора:

Стоит отметить, что это корпусной реактор, такая конструкция позволяет достичь высоких показателей по безопасности.

Ядерные реакторы на быстрых нейтронах

Сначала немного физики. Напомню, изотопы — это элементы, имеющие одинаковые атомные номера, но разный атомный вес. Самое интересное, что они имеют разные свойства. К примеру, уран-238 практически не делится в реакторах на тепловых нейтронах, а уран-235 — делится. Чтобы описать вероятность деления изотопа, в ядерной физике используют понятие «сечение деления».

Сечение реакции деления ядер изотопов урана, плутония и тория в зависимости от энергии нейтронов

Рисунок наглядно показывает, что для урана-235 и плутония-239 мы можем создать цепную реакцию, используя как тепловые, так и быстрые нейтроны. А уран-238 в левой части графика (где находятся тепловые нейтроны) делиться не будет. В природе же распространен в основном изотоп урана-238, который нельзя напрямую использовать в реакторе на тепловых нейтронах. Урана-235 в природе содержится очень мало, а для получения топлива необходимо проводить дорогостоящее обогащение.

Реактор на быстрых нейтронах позволяет уйти от процедуры обогащения по урану-235. Но технически все не так просто.

В реакторе на тепловых нейтронах, как и в целом во всех современных энергетических установках, в качестве теплоносителя используют воду. Именно она переносит тепловую энергию к турбинам. С ней понятно, как работать, какие использовать конструкционные материалы. Однако из ядерной физики мы знаем, что вода замедляет быстрые нейтроны, появляющиеся при делении ядер.

Поэтому в реакторе на быстрых нейтронах в качестве теплоносителя, как правило, используются жидкие металлы, что существенно усложняет конструкцию.

Здесь приходится решать целый пласт научных и опытно-конструкторских задач, в том числе — разрабатывать новые материалы.

Наиболее вероятная реакция в реакторе на быстрых нейтронах — поглощение нейтрона изотопом урана-238 — показана на схеме ниже.

В результате природный уран-238 преобразуется в изотоп плутония-239, который обладает свойствами деления, схожими с ураном-235. И тут появляется возможность преобразовать почти не делящийся в реакторах на тепловых нейтронах уран-238 в новое ядерное топливо.

Уран-235 и плутоний-239 схожи по своим свойствам. На базе этих ядер мы вполне можем получить цепную реакцию: поглощая как быстрые, так и медленные нейтроны, ядра будут делиться, испуская вторичные, третичные нейтроны и т.д.

Исторически сложилось, что наиболее проработанные на сегодняшний день реакторы на быстрых нейтронах — БН-600 и БН-800.

А Россия — единственная страна в мире, имеющая действующие промышленные ядерные реакторы на быстрых нейтронах.

Их устройство намного сложнее, чем у двухконтурного водо-водяного реактора на тепловых нейтронах, поскольку в качестве теплоносителя используют жидкий натрий с температурой плавления

Схема энергоблока с реактором на быстрых нейтронах

В реакторах с натриевым теплоносителем мы не можем использовать двухконтурную схему, где первый контур заполнен натрием, а второй — водой, поскольку случайное взаимодействие облученного натрия с водой приведет к особо тяжелым последствиям. В ходе реакции этих двух веществ выделяется взрывоопасный водород, и в случае взрыва нейтрализовать фонящий натрий будет крайне проблематично. Поэтому используют трехконтурную схему. Первый контур — натриевый (на рисунке он показан красным в центре реактора), потом теплообменник и еще один (промежуточный) натриевый контур (желтый цвет), позволяющий снизить степень облучения натрия, и только в третьем контуре используется вода, установлена турбина, тепловые части и остальное оборудование. Три контура усложняют как эксплуатацию реактора, так и управление им.

Следующий шаг — БРЕСТ

Энергокомплекс БРЕСТ-300 — следующий этап развития. Создается он в рамках росатомовского проекта «Прорыв». Вместо натрия в качестве теплоносителя используют свинец (t_плав. 327℃). Это позволяет, как и в водо-водяных реакторах, использовать всего два контура, упрощает управление и повышает энергоэффективность.

Конструкция этого реактора обеспечивает так называемую естественную безопасность: на этом реакторе невозможна авария из-за неконтролируемого появления нейтронов, приводящего к цепным реакциям (разгона реактора по мощности).

На этот реактор возлагают большие надежды. В нем можно «сжигать» делящиеся элементы и нарабатывать плутоний, а потом использовать его для замыкания ядерно-топливного цикла.

Цель замыкания — постепенно исключить часть цепочки, связанную с добычей урана его обогащением, а также повторно использовать ядерные отходы.

Двухкомпонентная ядерная энергетика

Двухкомпонентная энергетика — это решение задачи по уменьшению количества обогащенного природного урана, необходимого для работы всех этих реакторов. Она еще не достигла пика своего развития — это то, чем будет заниматься поколение сегодняшних школьников.

В настоящее время в реакторах на быстрых нейтронах мы начинаем нарабатывать делящиеся элементы, которые впоследствии позволят загружать сюда топливо, не обогащенное по урану-235.

БН-600 и БН-800 уже работают на так называемом МОКС-топливе (MOX — Mixed-Oxide fuel) — смеси, включающей оксиды плутония-239 и урана. Причем реакторы могут работать как на топливе, обогащенном по урану-235 — и в этом случае нарабатывать плутоний-239, — так и на плутонии.

Частично замкнутый цикл использования ядерного топлива

На базе Опытно-демонстрационного центра в Северске, а в будущем и завода ФТ-2 в Железногорске, есть хранилище отработанного ядерного топлива. Сейчас на финальной стадии разработки находится технология, которая позволит переработать топливо после реактора ВВР и вернуть из него в цикл уран и плутоний. Задачу переработки решают весьма интересно: уран и плутоний не разделяют, а передают на производство в смешанном виде. В итоге мы получаем тепловыделяющие сборки для реакторов, содержащие регенерированный уран и плутоний, а также добавленный туда природный уран, обогащенный по изотопу-235.

Конечно, полного замыкания ядерно-топливного цикла здесь нет, но этот подход позволяет снизить затраты на обогащение.

Кроме того, делящиеся элементы, которые мы будем извлекать из отработанного в реакторах ВВР топлива, пойдут на топливные циклы быстрых реакторов.

Сейчас уже отработана схема загрузки в реактор БН-800 МОКС-топлива, содержащего плутоний-239 и уран-238, его путь на рисунке ниже показан красной линией.

Схема подразумевает использование отработанного ядерного топлива (ОЯТ) из реактора ВВЭР совместно с оксидным топливом с ураном-235 после реакторов БН. В ходе переработки мы выделяем смесь плутония и урана, которая идет на изготовление МОКС-топлива. А отработанное МОКС-топливо перерабатывают вместе с топливом после реактора РБМК.

Получается, что мы начинаем с обычной загрузки реакторов оксидным топливом на базе урана-235 и постепенно, нарабатывая плутоний-239 в быстром реакторе, вытесняем его МОКС-топливом.

Мы не сможем сразу перейти с традиционных реакторов на быстрые, потому что для каждого реактора на быстрых нейтронах придется построить инфраструктуру по переработке топлива, которая в первое время не будет загружена, ведь реакторы должны наработать топливо, которое впоследствии будет перерабатываться. А в схеме выше заложен плавный переход от существующих реакторов к быстрым. Эта схема подразумевает наработку плутония на реакторе БН-800. В перспективе должны появиться более мощные и более рентабельные установки — БН-1200, которые воплотят двухкомпонентность нашей ядерной энергетики на ближайшее десятилетие и стратегию того же Росатома.

Но интереснее то, что происходит в проекте БРЕСТ. Реактор такого типа с электрической мощностью 300 МВт уже начали возводить в Северске. Вокруг него построят комплекс, который позволит решать задачи регенерации топлива, т.е. все процессы в рамках замыкания топливного цикла будут сосредоточены в одном месте.

На начальном этапе будет нужна подпитка природным или обедненным ураном, как отмечено на картинке. Не имея нужного объема плутония, мы можем, как и в предыдущей схеме, стартовать, используя комбинированное топливо, и постепенно нарабатывать плутоний, переходя на замкнутый цикл.

На этот реактор возлагают большие надежды: упомянутый выше естественный контур защиты не позволяет разогнать его до тяжелых аварий. Но здесь придется столкнуться с рядом проблем. Задачи, связанные с наработкой плутония, уже в какой-то степени решали. А вот переработка ядерного топлива после быстрых реакторов — вопрос открытый. Здесь нужно обеспечить короткую выдержку топлива: оно горячее и с высоким радиационным фоном. Нужно создавать новые технологические процессы, отрабатывать их на стендах и внедрять.

Если задача по замыканию ядерного топливного цикла будет решена, то в масштабах жизни человека мы получим практически неисчерпаемый источник энергии.

Параллельно необходимо довести до конца решение задачи по выводу отходов из цикла без нарушения естественного радиационного баланса Земли. Проектируемый топливный цикл должен обеспечить возврат ровно того же количества радиации, которое мы извлекли. Теоретически эта задача просчитана и может быть решена. Дело за практикой.

В отличие от прошлого века, когда необходимо было получить ядерное оружие и заодно ядерную энергетику любой ценой, а экономику никто не просчитывал, сейчас задача состоит в том, чтобы все было энергоэффективно, экономически целесообразно и с обеспечением естественной безопасности. И кто-то это все должен делать. Так что спецы по данному и смежным направлениям без работы не останутся.

Источник