Лекция 12. Обращение с техногенными образованиями ядерной

Дисциплина “ОБРАЩЕНИЕ С
ТЕХНОГЕННЫМИ ОБРАЗОВАНИЯМИ
ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ НА ВСЕХ ЭТАПАХ
ЯДЕРНОГО ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА”
Лекция 12
Обращение с техногенными
образованиями ядерной энергетики
на АЭС, исследовательских и
транспортных реакторах.
Н.Д. БЕТЕНЕКОВ
ГОУ ВПО УГТУ-УПИ
Зав. кафедрой радиохимии ФтФ
Содержание лекции
•
•
•
•
•
•
Основные типы ядерных реакторов
Характеристики отечественных
ядерных реакторов.
ВВЭР.
РБМК.
БН.
Схемы технологических контуров АЭС.
Основные типы ядерных реакторов
• Основным элементом атомной электростанции (АЭС),
обеспечивающим самоподдерживающуюся реакцию деления
и тепловыделение, является ядерный реактор.
•
В зависимости от энергий нейтронов, которые вызывают
основную часть делений ядер топлива, различают реакторы
на быстрых, промежуточных и тепловых нейтронах. Тип
реактора по этому признаку определяется видом топлива,
замедлителя, теплоносителя, конструкционных материалов,
размерами активной зоны.
• По виду теплоносителя реакторы могут быть водными,
жидкометаллическими, газовыми.
• Основными элементами атомного реактора являются
активная зона, система управления и защиты, система
теплоносителя 1-го контура, корпус и противорадиационная
защита.
• В настоящее время в основном освоены энергетические
реакторы на тепловых нейтронах со слабо обогащенным
ураном в качестве топлива. Два типа реакторов - ВВЭР и
РБМК - в нашей стране являются основными на атомных
электростанциях.
Основные характеристики отечественных
энергетических ядерных реакторов
ВВЭР - ВОДО-ВОДЯНОЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЙ
РЕАКТОР
Рис.1. Схема технологических контуров АЭС с реактором ВВЭР -1000:
1 — реактор; 2 — парогенератор; 3 — турбогенератор; 4 — эжектор; 5 —
конденсатор; в — спецводоочистка второго контура; 7 — деаэратор; 8 —
питательный насос; 9 — байпасная система; 10 — главный
циркуляционный насос; 11 — подпиточный насос.
РБМК - РЕАКТОР БОЛЬШОЙ МОЩНОСТИ
КАНАЛЬНЫЙ
•
•
•
•
•
В отличие от реакторов типа ВВЭР в этом типе реакторов система
теплосъема организована таким образом, что каждая ТВС
омывается водным теплоносителем индивидуально через
пароводяные коммуникации контура многократной принудительной
циркуляции (КМПЦ).
Водный теплоноситель 1-го контура под давлением главным
циркуляционным насосом (ГЦН) нагнетается в 22 раздаточных
групповых коллектора (РГК), из которых по 836 трубам нижних
водных коммуникаций (НВК) поступает в технологические каналы
(ТК) активной зоны. Образующаяся пароводяная смесь по
пароводным коммуникациям (ПВК) поступает в барабан-сепаратор,
после которого осушенный пар идет на турбину турбогенератора.
Отработанный пар конденсируется в конденсаторе в воду,
подаваемую после очистки от газов в эжекторе и деаэраторе в
барабан-сепаратор.
1-й (и единственный) контур — замкнутая система. Вода контура
очищается от примесей и газов, в том числе и радиоактивных, в
системах очистки.
Конденсация пара, как и на АЭС с реакторами ВВЭР,
осуществляется системой охлаждения, связанной с водоемомохладителем или градирней.
РБМК - РЕАКТОР БОЛЬШОЙ МОЩНОСТИ
КАНАЛЬНЫЙ
Рис.2. Схема технологических контуров АЭС с реактором РБМК: I реактор; 2 - графитовая кладка; 3- биологическая защита; 4 технологические каналы; 5 - барабан-сепаратор; 6 - турбогенератор; 7 эжектор; 8 - конденсатор; 9 - конденсатоочистка; 10 - деаэратор; 11 подпиточный насос; 12 - байпасная очистка; 13 - главный
циркуляционный насос; 14 - венттруба; 15 - аэрозольный фильтр; 16 газгольдер выдержки; 17 - адсорбер; 18 - компрессор; 19 - аэрозольный и
йодный фильтры.
•
•
•
•
•
РБМК - РЕАКТОР БОЛЬШОЙ МОЩНОСТИ КАНАЛЬНЫЙ
В отличие от реакторов типа ВВЭР в этом типе реакторов
система теплосъема организована таким образом, что каждая ТВС
омывается водным теплоносителем индивидуально через
пароводяные коммуникации контура многократной принудительной
циркуляции (КМПЦ).
Водный теплоноситель 1-го контура под давлением главным
циркуляционным насосом (ГЦН) нагнетается в 22 раздаточных
групповых коллектора (РГК), из которых по 836 трубам нижних водных
коммуникаций (НВК) поступает в технологические каналы (ТК)
активной зоны. Образующаяся пароводяная смесь по пароводным
коммуникациям (ПВК) поступает в барабан-сепаратор, после которого
осушенный пар идет на турбину турбогенератора.
Отработанный пар конденсируется в конденсаторе в воду,
подаваемую после очистки от газов в эжекторе и деаэраторе в
барабан-сепаратор.
1-й (и единственный) контур — замкнутая система. Вода контура
очищается от примесей и газов, в том числе и радиоактивных, в
системах очистки.
Конденсация пара, как и на АЭС с реакторами ВВЭР, осуществляется
системой охлаждения, связанной с водоемом-охладителем или
градирней.
БН - РЕАКТОР НА БЫСТРЫХ
НЕЙТРОНАХ
Рис.3. Схема технологических контуров АЭС с реактором БН: 1 реактор; 2 - промежуточный теплообменник; 3 - парогенератор; 4 турбогенератор; 5 - конденсатор; 6 - насос; 7 - насос 2-го контура; 8 насос 1-го натриевого контура.
БН - РЕАКТОР НА БЫСТРЫХ
НЕЙТРОНАХ
•
•
•
•
На реакторах БН действует трехконтурная схема
преобразования энергии деления в электроэнергию.
Натриевый теплоноситель 1-го контура главным
циркуляционным насосом (ГЦН) погружного типа нагнетается в
напорную камеру под активной зоной реактора. Проходя снизу
вверх через активную зону, он поступает в теплообменник,
откуда охлажденный возвращается в ГЦН. 1-й контур замкнутая система внутри корпуса реактора. Натриевый
теплоноситель 2-го контура, нагреваемый в теплообменнике на
200°С поступает в парогенератор, 2-й контур - также замкнутая
система. Произведенный парогенератором пар поступает на
турбину турбогенератора.
Отработанный пар конденсируется в конденсаторе в воду,
подаваемую после очистки от газов в эжекторе и деаэраторе в
парогенератор. 3-й контур - также замкнутая система.
Натриевый теплоноситель и вода очищаются от примесей, в
том числе и радиоактивных, в системах очистки.
Выводы
Рассмотрены вопросы:
•
•
•
•
•
•
Основные типы ядерных реакторов
Характеристики отечественных ядерных
реакторов.
ВВЭР.
РБМК.
БН.
Схемы технологических контуров АЭС.
Рекомендуемая литература.
• Василенко В.А., Ефимов А.А., Епимахов В.Н. и др. Обращение с
радиоактивными отходами в России и странах с развитой
атомной энергетикой. //Под ред. Василенко В.А. СПб.: Моринтех.
2005. - 303 с.
• Копырин А.А., Карелин А.И., Карелин В.А. Технология
производства и радиохимической переработки ядерного топлива:
Учеб. Пособие для вузов.- М.: ЗАО “Издательство
Атомэнергоиздат”, 2006. 576 с.
• Изотопы: свойства, получение, применение. В 2 т. Под ред. В.Ю.
Баранова. М.: ФИЗМАТЛИТ, 2005.-1328 с.
• Очкин А.В., Бабаев Н.С., Магомедбеков Э.П. Введение в
радиоэкологию. Учебное пособие для вузов. М., ИздАТ, 2003 -200
с.
• Дмитриев С.А., Стефановский С.В. Обращение с
радиоактивными отходами: Учебное пособие/РХТУ им. Д.И.
Менделеева. М.: 2000. 125 с.