Kernkraftwerke (5) - Zusammenfassung. Wärmekraftwerke Kraftwerksreaktorstrukturen

2.2. Klassifizierung von Kernkraftwerken

Die wichtigste Einteilung für Kernkraftwerke ist die Einteilung nach der Anzahl der Kreisläufe. Kernkraftwerke werden unterschieden Einkreis, Zweikreis Und dreikreisig. Moderne Kernkraftwerke nutzen jedenfalls Dampfturbinen als Antriebe.

Im KKW-System gibt es Kühlmittel Und Arbeitsflüssigkeit. Das Arbeitsmedium, also das Medium, das unter Umwandlung von thermischer Energie in mechanische Energie Arbeit verrichtet, ist Wasserdampf. Die Anforderungen an die Reinheit des in die Turbine eintretenden Dampfes sind so hoch, dass sie mit wirtschaftlich akzeptabler Leistung nur durch die Kondensation des gesamten Dampfes und die Rückführung des Kondensats in den Kreislauf erfüllt werden können. Daher ist der Arbeitsflüssigkeitskreislauf eines Kernkraftwerks, wie bei jedem modernen Wärmekraftwerk, immer geschlossen und zusätzliches Wasser gelangt nur in geringen Mengen hinein, um Lecks und andere Kondensatverluste auszugleichen.

Der Zweck des Kühlmittels in einem Kernkraftwerk besteht darin, die im Reaktor erzeugte Wärme abzuführen. Um Ablagerungen an Brennelementen zu verhindern, ist eine hohe Reinheit des Kühlmittels erforderlich. Daher ist auch ein geschlossener Kreislauf erforderlich, insbesondere weil das Reaktorkühlmittel immer radioaktiv ist. Eine völlig andere Sache ist die Resonanzstreuung. Dies ist keine inelastische Streuung. Es gibt potentielle Streuung, es gibt resonante Streuung – das ist Wechselwirkung bereits auf der Wellenebene von Neutronen. Jetzt betrachten wir die elastische Streuung als einen klassischen Prozess der Kollision zweier Kugeln

Sind Kühlmittel- und Arbeitsmittelkreislauf nicht getrennt, spricht man vom Kernkraftwerk einkreisig(Abb. 2.2 A). Die Dampferzeugung erfolgt im Reaktor, der Dampf wird zu einer Turbine geleitet, wo er Arbeit leistet, die in einem Generator in Strom umgewandelt wird. Nachdem der gesamte Dampf im Kondensator kondensiert ist, entsteht das Kondensat

A— einkreisig; B— Zweikreis; V— dreikreisig;
1 — Reaktor; 2 — Dampfturbine; 3 — elektrischer Generator; 4 - Kondensator; 5 - Förderpumpe; 6 — Umwälzpumpe; 7 — Volumenkompensator; 8 — Dampferzeuger; 9 - Zwischenwärmetauscher

wird zurück in den Reaktor gepumpt. Solche Reaktoren arbeiten mit einer Zwangsumwälzung des Kühlmittels, für die eine Hauptumwälzpumpe installiert ist.

In einem Einkreissystem arbeiten alle Geräte unter Strahlungsbedingungen, was ihren Betrieb erschwert. Der große Vorteil solcher Systeme ist ihre Einfachheit und höhere Effizienz. Die Dampfparameter vor der Turbine und im Reaktor unterscheiden sich nur durch die Höhe der Verluste in den Dampfleitungen. Die Kernkraftwerke Leningrad, Kursk und Smolensk arbeiten nach einem Einkreisschema.

Sind Kühlmittel- und Arbeitsmittelkreislauf getrennt, spricht man von einem Kernkraftwerk Zweikreisig(Abb. 2.2 B). Dementsprechend wird der Kühlmittelkreislauf genannt Erste und die Kontur des Arbeitsmediums ist zweite. Bei diesem Schema wird der Reaktor durch ein durchgepumptes Kühlmittel und der Dampferzeuger durch die Hauptumwälzpumpe gekühlt. Der so gebildete Kühlmittelkreislauf ist radioaktiv; er umfasst nicht die gesamte Stationsausrüstung, sondern nur einen Teil davon. Das Primärkreislaufsystem umfasst Volumenkompensator, da sich das Volumen des Kühlmittels je nach Temperatur ändert.

Dampf aus dem Dampferzeuger eines Zweikreis-Kernkraftwerks gelangt in die Turbine, dann in den Kondensator, und das daraus entstehende Kondensat wird über eine Pumpe zum Dampferzeuger zurückgeführt. Der so gebildete zweite Kreislauf umfasst Geräte, die ohne Strahlung arbeiten; Dies vereinfacht die Bedienung der Station. Obligatorisch in einem Zweikreis-Kernkraftwerk Dampferzeuger - Gerät, trennt beide Konturen, gehört also gleichermaßen zur ersten und zweiten. Die Wärmeübertragung durch die Heizfläche erfordert einen Temperaturunterschied zwischen dem Kühlmittel und kochendem Wasser im Dampferzeuger. Für Wasserkühlmittel bedeutet dies, dass im ersten Schritt gehalten wird

Kreislauf mit einem höheren Druck als dem der Turbine zugeführten Dampfdruck. Der Wunsch, ein Sieden des Kühlmittels im Reaktorkern zu vermeiden, führt dazu, dass im Primärkreislauf ein Druck herrschen muss, der deutlich höher ist als der Druck im Sekundärkreislauf. Die Kernkraftwerke Novovoronezh, Kola, Balakovo und Kalinin arbeiten nach einem Zweikreissystem.

Als Kühlmittel im Kernkraftwerksdiagramm in Abb. 2.2 B Es können auch Gase verwendet werden. Gaskühlmittel wird durch den Reaktor und den Dampferzeuger gepumpt Gasgebläse, spielt die gleiche Rolle wie die Hauptumwälzpumpe, aber im Gegensatz zu Wasser als Gaskühlmittel kann der Druck im Primärkreislauf nicht nur höher, sondern auch niedriger sein als im zweiten.

Jeder der beschriebenen zwei Typen von Kernkraftwerken mit Wasserkühlmittel hat seine eigenen Vor- und Nachteile, daher werden Kernkraftwerke beider Typen entwickelt. Sie haben eine Reihe gemeinsamer Merkmale, darunter Betrieb von Turbinen mit Sattdampf bei mittleren Drücken. Am häufigsten sind Einkreis- und Zweikreis-Kernkraftwerke mit Wasserkühlung, weltweit werden vor allem Zweikreis-Kernkraftwerke bevorzugt.

Im Betrieb kann es in bestimmten Bereichen des Dampferzeugers zu Undichtigkeiten kommen, insbesondere an der Verbindungsstelle der Dampferzeugerrohre zum Sammler oder durch Korrosionsschäden an den Rohren selbst. Wenn der Druck im ersten Kreislauf höher ist als im zweiten, kann es zu einem Kühlmittelleck kommen, das zu einer radioaktiven Kontamination des zweiten Kreislaufs führt. In gewissen Grenzen stört eine solche Leckage den Normalbetrieb des Kernkraftwerks nicht, es gibt jedoch Kühlmittel, die intensiv mit Dampf und Wasser interagieren. Dadurch kann die Gefahr einer Freisetzung radioaktiver Stoffe in die bedienten Räumlichkeiten entstehen. Ein solches Kühlmittel ist beispielsweise flüssiges Natrium. Daher erstellen sie zusätzliche dazwischenliegend Kreislauf, so dass der Kontakt von radioaktivem Natrium mit Wasser oder Wasserdampf auch in Notsituationen vermieden werden kann. Diese Art von Kernkraftwerk wird genannt dreikreisig(Abb. 2.2 V).

Das radioaktive flüssige Metallkühlmittel wird durch den Reaktor und einen Zwischenwärmetauscher gepumpt, in dem es Wärme an das nichtradioaktive flüssige Metallkühlmittel überträgt. Letzteres wird über ein System, das einen Zwischenkreislauf bildet, durch den Dampferzeuger gepumpt. Der Druck im Zwischenkreis wird höher gehalten als im ersten. Daher ist der Fluss von radioaktivem Natrium vom Primärkreislauf zum Zwischenkreislauf unmöglich. Wenn also ein Leck zwischen dem Zwischen- und dem Sekundärkreislauf auftritt, erfolgt der Kontakt von Wasser oder Dampf nur mit nicht radioaktivem Natrium. System der Sekunde

Die Schaltung für eine Dreikreisschaltung ähnelt einer Zweikreisschaltung. Dreikreis-Kernkraftwerke sind aufgrund der großen Ausstattung am teuersten.

Das Kernkraftwerk Shevchenko und der dritte Block des Kernkraftwerks Beloyarsk arbeiten nach einem Dreikreissystem.

Neben der Klassifizierung von Kernkraftwerken nach der Anzahl der Kreisläufe lassen sich einzelne Kernkraftwerkstypen unterscheiden nach:

- Reaktortyp – thermische oder schnelle Neutronen;

— Parameter und Typ von Dampfturbinen, zum Beispiel Kernkraftwerke mit Turbinen, die mit gesättigtem oder überhitztem Dampf betrieben werden;

- Parameter und Art des Kühlmittels – mit Gaskühlmittel, Druckwasserkühlmittel, Flüssigmetall usw.;

— Konstruktionsmerkmale des Reaktors, zum Beispiel mit Kanal- oder Behälterreaktoren, Sieden mit natürlicher oder erzwungener Zirkulation usw.;

- Art des Reaktormoderators, zum Beispiel Graphit- oder Schwerwassermoderator usw.

Die vollständigsten Merkmale von Kernkraftwerken vereinen alle Klassifizierungen, zum Beispiel

Nowoworoneschskaja Zweikreis-Kernkraftwerk mit einem thermischen Neutronenreaktor vom Gefäßtyp mit Druckwasserkühlmittel und Sattdampfturbinen;

Leningradskaja Einkreis-Kernkraftwerk mit einem thermischen Neutronenreaktor vom Kanaltyp mit Graphitmoderator und Sattdampfturbinen;

Schewtschenkowskaja Dreikreis-Kernkraftwerk mit schnellem Neutronenreaktor mit Natriumkühlmittel und Turbinen mit überhitztem Dampf.

Technische Probleme der Nichtverbreitung von Kernmaterial. Ökonomische Aspekte der Nutzung der Kernenergie. Bestandteile der Stromgestehungskosten in Kernkraftwerken. Stilllegung von Kernkraftwerken. Wirtschaftliche Folgen schwerer Unfälle. Soziale Aspekte der Kernenergieentwicklung.

Kernkraftwerke sind Kernanlagen, die unter bestimmten Bedingungen Energie erzeugen und dabei bestimmte Regime einhalten. Für diese Zwecke wird ein durch das Projekt definiertes Gebiet genutzt, in dem Kernreaktoren in Kombination mit den erforderlichen Systemen, Geräten, Ausrüstungen und Strukturen zur Erfüllung der zugewiesenen Aufgaben eingesetzt werden. Zur Umsetzung gezielter Aufgaben wird Fachpersonal eingebunden.

Alle Kernkraftwerke in Russland

Geschichte der Kernenergie in unserem Land und im Ausland

Die zweite Hälfte der 40er Jahre war geprägt vom Beginn der Arbeiten zur Schaffung des ersten Projekts zur Nutzung friedlicher Atome zur Stromerzeugung. Im Jahr 1948 wurde I.V. Kurchatov machte, geleitet von den Anweisungen der Partei und der Sowjetregierung, den Vorschlag, mit der Arbeit an der praktischen Nutzung der Atomenergie zur Stromerzeugung zu beginnen.

Zwei Jahre später, im Jahr 1950, wurde unweit des Dorfes Obninskoye in der Region Kaluga mit dem Bau des ersten Kernkraftwerks der Welt begonnen. Der Start des weltweit ersten industriellen Kernkraftwerks mit einer Leistung von 5 MW erfolgte am 27. Juni 1954. Die Sowjetunion war die erste Macht der Welt, die das Atom für friedliche Zwecke nutzte. Der Bahnhof wurde in Obninsk eröffnet, das zu diesem Zeitpunkt den Status einer Stadt erhalten hatte.

Aber die sowjetischen Wissenschaftler hörten damit nicht auf; sie setzten ihre Arbeit in dieser Richtung fort, insbesondere, nur vier Jahre später, im Jahr 1958, begann der Betrieb der ersten Stufe des sibirischen Kernkraftwerks. Seine Leistung war um ein Vielfaches größer als die der Station in Obninsk und betrug 100 MW. Für einheimische Wissenschaftler war dies jedoch nicht die Grenze; ​​nach Abschluss aller Arbeiten betrug die Auslegungskapazität der Station 600 MW.

In den Weiten der Sowjetunion nahm der Bau von Kernkraftwerken damals gewaltige Ausmaße an. Im selben Jahr begann der Bau des Kernkraftwerks Belojarsk, dessen erste Etappe bereits im April 1964 die ersten Verbraucher versorgte. Die Geographie des Kernkraftwerksbaus verwickelte das gesamte Land in sein Netz; im selben Jahr wurde der erste Block des Kernkraftwerks in Woronesch in Betrieb genommen, seine Leistung betrug 210 MW, der zweite Block wurde fünf Jahre später in Betrieb genommen 1969 verfügte es über eine Kapazität von 365 MW. Der Boom im Kernkraftwerksbau ließ während der gesamten Sowjetzeit nicht nach. Im Abstand von mehreren Jahren wurden neue Stationen oder zusätzliche Einheiten bereits gebauter Stationen in Betrieb genommen. So erhielt Leningrad bereits 1973 ein eigenes Kernkraftwerk.

Allerdings war die Sowjetmacht nicht die einzige auf der Welt, die solche Projekte entwickeln konnte. Auch im Vereinigten Königreich schliefen sie nicht und beschäftigten sich aktiv mit diesem Thema, da sie das Potenzial dieses Gebiets erkannten. Nur zwei Jahre später, nach der Eröffnung der Station in Obninsk, starteten die Briten ihr eigenes Projekt zur Entwicklung des friedlichen Atoms. 1956 eröffneten die Briten in der Stadt Calder Hall ein eigenes Kraftwerk, dessen Leistung das sowjetische Gegenstück übertraf und 46 MW betrug. Sie blieben auch auf der anderen Seite des Atlantiks nicht zurück; ein Jahr später nahmen die Amerikaner die Station in Shippingport feierlich in Betrieb. Die Kapazität der Anlage betrug 60 MW.

Allerdings war die Entwicklung des friedlichen Atoms mit versteckten Bedrohungen behaftet, von denen die ganze Welt bald erfuhr. Das erste Anzeichen war der schwere Unfall auf Three Mile Island im Jahr 1979, und danach ereignete sich 1986 in der Kleinstadt Tschernobyl eine Katastrophe, die die ganze Welt heimsuchte. Die Folgen der Tragödie waren irreparabel, aber darüber hinaus brachte diese Tatsache die ganze Welt dazu, über die Machbarkeit der Nutzung der Kernenergie für friedliche Zwecke nachzudenken.

Weltweit führende Unternehmen dieser Branche denken ernsthaft darüber nach, die Sicherheit kerntechnischer Anlagen zu verbessern. Das Ergebnis war die Abhaltung einer verfassungsgebenden Versammlung, die am 15. Mai 1989 in der sowjetischen Hauptstadt stattfand. Die Versammlung beschloss die Gründung eines Weltverbandes, dem alle Kernkraftwerksbetreiber angehören sollten; die allgemein anerkannte Abkürzung lautet WANO. Im Zuge der Umsetzung ihrer Programme überwacht die Organisation systematisch die Verbesserung des Sicherheitsniveaus von Kernkraftwerken weltweit. Doch trotz aller Anstrengungen können selbst die modernsten und auf den ersten Blick sicher erscheinenden Objekte dem Ansturm der Elemente nicht standhalten. Aufgrund einer endogenen Katastrophe, die sich in Form eines Erdbebens und des darauffolgenden Tsunamis äußerte, kam es 2011 an der Station Fukushima-1 zu einem Unfall.

Atomarer Stromausfall

KKW-Klassifizierung

Kernkraftwerke werden nach zwei Kriterien klassifiziert: der Art der von ihnen erzeugten Energie und der Art des Reaktors. Abhängig vom Reaktortyp werden die erzeugte Energiemenge, das Sicherheitsniveau sowie die in der Station verwendeten Rohstoffe bestimmt.

Je nach Art der Energie, die die Stationen produzieren, werden sie in zwei Arten unterteilt:

Ihre Hauptfunktion ist die Erzeugung elektrischer Energie.

Kernwärmekraftwerke. Dank der dort installierten Heizungsanlagen ist unter Ausnutzung der an der Station unvermeidlichen Wärmeverluste eine Erwärmung des Netzwassers möglich. Somit erzeugen diese Anlagen neben Strom auch Wärmeenergie.

Nachdem sie viele Optionen untersucht hatten, kamen Wissenschaftler zu dem Schluss, dass drei ihrer Sorten, die derzeit auf der ganzen Welt verwendet werden, am rationalsten sind. Sie unterscheiden sich in vielerlei Hinsicht:

1. Verwendeter Kraftstoff;
2. Verwendete Kühlmittel;
3. Aktive Zonen, die zur Aufrechterhaltung der erforderlichen Temperatur betrieben werden;
4. Eine Art Moderator, der die Geschwindigkeit von Neutronen reduziert, die beim Zerfall freigesetzt werden und so notwendig sind, um eine Kettenreaktion zu unterstützen.

Der gebräuchlichste Typ ist ein Reaktor, der angereichertes Uran als Brennstoff verwendet. Als Kühlmittel und Moderator wird hier normales oder leichtes Wasser verwendet. Solche Reaktoren werden Leichtwasserreaktoren genannt; es gibt zwei Arten von ihnen. Im ersten Fall wird der zum Antrieb der Turbinen verwendete Dampf in einem Kern namens Siedewasserreaktor erzeugt. Im zweiten Fall erfolgt die Dampfbildung in einem externen Kreislauf, der über Wärmetauscher und Dampferzeuger mit dem ersten Kreislauf verbunden ist. Die Entwicklung dieses Reaktors begann in den fünfziger Jahren des letzten Jahrhunderts; die Grundlage dafür war das Programm der US-Armee. Parallel dazu entwickelte die Union etwa zur gleichen Zeit einen Siedereaktor, in dem ein Graphitstab als Moderator fungierte.

Es ist der Reaktortyp mit einem solchen Moderator, der in der Praxis Anwendung gefunden hat. Die Rede ist von einem gasgekühlten Reaktor. Seine Geschichte begann in den späten vierziger und frühen fünfziger Jahren des 20. Jahrhunderts; zunächst wurden Entwicklungen dieser Art bei der Herstellung von Atomwaffen eingesetzt. Dafür eignen sich zwei Brennstoffarten: waffenfähiges Plutonium und Natururan.

Das letzte Projekt, das kommerziellen Erfolg hatte, war ein Reaktor, der schweres Wasser als Kühlmittel und das uns bereits bekannte natürliche Uran als Brennstoff nutzt. Ursprünglich wurden solche Reaktoren von mehreren Ländern entworfen, doch am Ende konzentrierte sich ihre Produktion auf Kanada, was auf die riesigen Uranvorkommen in diesem Land zurückzuführen ist.

Thorium-Kernkraftwerke – die Energie der Zukunft?

Geschichte der Verbesserung von Kernreaktortypen

Der Reaktor des ersten Kernkraftwerks der Welt war ein sehr vernünftiges und realisierbares Design, das sich in vielen Jahren des tadellosen Betriebs der Station bewährt hat. Zu seinen Bestandteilen gehörten:

1. seitlicher Wasserschutz;
2. Mauerwerksgehäuse;
3. oberste Etage;
4. Sammelverteiler;
5. Kraftstoffkanal;
6. obere Platte;
7. Graphitmauerwerk;
8. Bodenplatte;
9. Verteiler.

Als Hauptstrukturmaterial für Brennstabhüllen und technologische Kanäle wurde Edelstahl gewählt. Zu dieser Zeit gab es keine Kenntnisse über Zirkoniumlegierungen, die für den Betrieb bei Temperaturen von 300 °C geeignete Eigenschaften aufweisen könnten. Die Kühlung eines solchen Reaktors erfolgte mit Wasser und der Druck, unter dem er zugeführt wurde, betrug 100 at. In diesem Fall wurde Dampf mit einer Temperatur von 280 °C freigesetzt, was ein recht moderater Parameter ist.

Die Kanäle des Kernreaktors wurden so konzipiert, dass sie vollständig ersetzt werden konnten. Dies ist auf die Ressourcenbeschränkung zurückzuführen, die durch die Verweildauer des Kraftstoffs in der Aktivitätszone bestimmt wird. Die Planer sahen keinen Anlass zu der Annahme, dass Baumaterialien, die sich in der Aktivitätszone befinden, unter Bestrahlung ihre gesamte Lebensdauer, nämlich etwa 30 Jahre, erschöpfen könnten.

Beim Design von TVEL entschied man sich für eine Röhrenversion mit einseitigem Kühlmechanismus

Dadurch verringerte sich die Wahrscheinlichkeit, dass im Falle einer Beschädigung der Brennstäbe Spaltprodukte in den Kreislauf gelangen. Um die Temperatur der Brennelementhülle zu regulieren, wurde eine Brennstoffzusammensetzung aus einer Uran-Molybdän-Legierung verwendet, die die Form von Körnern hatte, die in einer Warmwassermatrix verteilt waren. Der auf diese Weise verarbeitete Kernbrennstoff ermöglichte die Herstellung äußerst zuverlässiger Brennstäbe. die unter hohen thermischen Belastungen betrieben werden konnten.

Ein Beispiel für die nächste Runde der Entwicklung friedlicher Nukleartechnologien kann das berüchtigte Kernkraftwerk Tschernobyl sein. Zu dieser Zeit galten die bei seinem Bau verwendeten Technologien als die fortschrittlichsten und der Reaktortyp war der modernste der Welt. Die Rede ist vom RBMK-1000-Reaktor.

Die thermische Leistung eines solchen Reaktors erreichte 3200 MW, während er über zwei Turbogeneratoren verfügt, deren elektrische Leistung 500 MW erreicht, sodass ein Kraftwerksblock eine elektrische Leistung von 1000 MW hat. Als Brennstoff für die RBMK wurde angereichertes Urandioxid verwendet. Im Ausgangszustand vor Beginn des Prozesses enthält eine Tonne dieses Brennstoffs etwa 20 kg Brennstoff, nämlich Uran - 235. Bei stationärer Beladung des Reaktors mit Urandioxid beträgt die Masse des Stoffes 180 Tonnen.

Der Ladevorgang stellt jedoch keine Masse dar; die uns bereits bekannten Brennelemente werden in den Reaktor eingebracht. Im Wesentlichen handelt es sich dabei um Rohre aus einer Zirkoniumlegierung. Als Inhalt enthalten sie Urandioxid-Tabletten, die eine zylindrische Form haben. In der Reaktoraktivitätszone werden sie in Brennelementen untergebracht, die jeweils 18 Brennstäbe vereinen.

In einem solchen Reaktor gibt es bis zu 1.700 solcher Baugruppen, die in einem Graphitstapel untergebracht sind, in dem vertikale technologische Kanäle speziell für diese Zwecke ausgelegt sind. In ihnen zirkuliert das Kühlmittel, dessen Rolle im RMBK Wasser spielt. Der Wasserstrudel entsteht unter dem Einfluss von Umwälzpumpen, von denen es acht gibt. Der Reaktor befindet sich im Schacht und das grafische Mauerwerk befindet sich in einem zylindrischen Gehäuse mit einer Dicke von 30 mm. Die Stütze des gesamten Apparates ist ein Betonsockel, unter dem sich ein Becken befindet – ein Bubbler, der zur Lokalisierung des Unfalls dient.

Die dritte Generation von Reaktoren verwendet schweres Wasser

Das Hauptelement davon ist Deuterium. Das gebräuchlichste Design heißt CANDU, es wurde in Kanada entwickelt und ist weltweit weit verbreitet. Der Kern solcher Reaktoren befindet sich in horizontaler Position und die Rolle der Heizkammer übernehmen zylindrische Tanks. Der Brennstoffkanal erstreckt sich über die gesamte Heizkammer, jeder dieser Kanäle besteht aus zwei konzentrischen Rohren. Es gibt Außen- und Innenrohre.

Im Innenrohr steht der Brennstoff unter Kühlmitteldruck, was eine zusätzliche Betankung des Reaktors während des Betriebs ermöglicht. Als Verzögerer wird schweres Wasser der Formel D20 verwendet. In einem geschlossenen Kreislauf wird Wasser durch die Rohre eines Reaktors gepumpt, der Brennstoffbündel enthält. Bei der Kernspaltung entsteht Wärme.

Der Kühlkreislauf bei der Verwendung von schwerem Wasser besteht aus der Durchleitung von Dampferzeugern, in denen normales Wasser durch die von schwerem Wasser erzeugte Wärme siedet, was zur Bildung von Dampf führt, der unter hohem Druck austritt. Es wird zurück in den Reaktor verteilt, wodurch ein geschlossener Kühlkreislauf entsteht.

Auf diesem Weg kam es zu einer schrittweisen Verbesserung der Typen von Kernreaktoren, die in verschiedenen Ländern der Welt eingesetzt wurden und werden.

Reaktoren werden nach dem Energieniveau der an der Spaltreaktion beteiligten Neutronen, nach dem Prinzip der Anordnung von Brennstoff und Moderator, dem Verwendungszweck, der Art des Moderators und Kühlmittels sowie ihrem physikalischen Zustand klassifiziert.

Kernreaktoren werden in mehrere Gruppen eingeteilt:

1) Abhängig von der durchschnittlichen Energie des Neutronenspektrums – schnell, mittelschwer und thermisch;

2) Entsprechend den Konstruktionsmerkmalen des Kerns – in Gehäuse und Kanal;

3) Nach Art des Kühlmittels – Wasser, schweres Wasser, Natrium;

4) Nach Moderatortyp – Wasser, Graphit, schweres Wasser usw.

Für energetische Zwecke, zur Stromerzeugung, werden verwendet:

1) Wasser-Wasser-Reaktoren mit nicht siedendem oder siedendem Wasser unter Druck,

2) Uran-Graphit-Reaktoren mit kochendem Wasser oder gekühlt mit Kohlendioxid,

3) Schwerwasserkanalreaktoren usw.

In Zukunft werden schnelle Neutronenreaktoren, die mit flüssigen Metallen (Natrium usw.) gekühlt werden, weit verbreitet sein. in dem wir grundsätzlich den Kraftstoffreproduktionsmodus implementieren, d.h. wodurch die Zahl der spaltbaren Isotope von Plutonium Pu-239 die Zahl der verbrauchbaren Isotope von Uran U-235 übersteigt. Der Parameter, der die Reproduktion von Kraftstoff charakterisiert, wird als Plutoniumkoeffizient bezeichnet. Es zeigt, wie viele Pu-239-Atome bei Neutroneneinfangreaktionen in U-238 pro einem U-235-Atom erzeugt werden, das ein Neutron einfängt und gespalten wird.

IN thermischer Neutronenreaktor Die meisten Kernspaltungen finden statt, wenn die Kerne spaltbarer Isotope thermische Neutronen absorbieren. Reaktoren, in denen die Kernspaltung hauptsächlich durch Neutronen mit Energien größer als 0,5 MeV erfolgt, werden als schnelle Neutronenreaktoren bezeichnet. Reaktoren, in denen die meisten Kernspaltungen durch die Absorption intermediärer Neutronen durch die Kerne spaltbarer Isotope entstehen, werden als intermediäre (resonante) Neutronenreaktoren bezeichnet.

Derzeit sind thermische Neutronenreaktoren am weitesten verbreitet. Thermische Reaktoren zeichnen sich durch Konzentrationen von 235 U-Kernbrennstoff im Kern von 1 bis 100 kg/m 3 und das Vorhandensein großer Moderatormassen aus. Ein schneller Neutronenreaktor zeichnet sich durch Konzentrationen des Kernbrennstoffs 235 U oder 239 U in der Größenordnung von 1000 kg/m 3 und das Fehlen eines Moderators im Kern aus.

In Zwischenneutronenreaktoren befindet sich im Kern nur sehr wenig Moderator und die Konzentration des 235 U-Kernbrennstoffs beträgt 100 bis 1000 kg/m 3 .

In thermischen Neutronenreaktoren kommt es auch zur Spaltung von Brennstoffkernen, wenn schnelle Neutronen vom Kern eingefangen werden, die Wahrscheinlichkeit dieses Prozesses ist jedoch unbedeutend (1 - 3 %). Die Notwendigkeit eines Neutronenmoderators ergibt sich aus der Tatsache, dass die effektiven Spaltquerschnitte von Brennstoffkernen bei niedrigen Neutronenenergien viel größer sind als bei hohen.

Der Kern eines thermischen Reaktors muss einen Moderator enthalten – eine Substanz, deren Kerne eine niedrige Massenzahl haben. Als Moderator werden Graphit, schweres oder leichtes Wasser, Beryllium und organische Flüssigkeiten verwendet. Ein thermischer Reaktor kann sogar mit natürlichem Uran betrieben werden, wenn der Moderator schweres Wasser oder Graphit ist. Andere Moderatoren verlangen die Verwendung von angereichertem Uran. Die erforderlichen kritischen Abmessungen des Reaktors hängen vom Grad der Brennstoffanreicherung ab; mit zunehmendem Anreicherungsgrad werden sie kleiner. Ein wesentlicher Nachteil thermischer Neutronenreaktoren ist der Verlust langsamer Neutronen durch deren Einfang durch Moderator, Kühlmittel, Strukturmaterialien und Spaltprodukte. Daher ist es in solchen Reaktoren notwendig, Stoffe mit kleinen Querschnitten zum langsamen Neutroneneinfang als Moderator, Kühlmittel und Strukturmaterialien zu verwenden.

Die drei erforderlichen Elemente für thermische Neutronenreaktoren sind ein Wärmeerzeuger, ein Moderator und ein Kühlmittel. Diese Abbildung zeigt ein typisches Kernlayout.

Mithilfe von Pumpen (sogenannte Umwälzpumpen) wird Kühlmittel durch den Reaktor gepumpt, das dann entweder zur Turbine (bei RBMK) oder zum Wärmetauscher (bei anderen Reaktortypen) fließt. Das erwärmte Kühlmittel des Wärmetauschers gelangt in die Turbine, wo es einen Teil seiner Energie zur Stromerzeugung verliert. Von der Turbine strömt das Kühlmittel in den Dampfkondensator, sodass das Kühlmittel mit den für einen optimalen Betrieb notwendigen Parametern in den Reaktor gelangt. Der Reaktor verfügt außerdem über ein Kontrollsystem, das aus einem Satz Stäbe mit einem Durchmesser von mehreren Zentimetern und einer Länge vergleichbar der Höhe des Kerns besteht, die aus einem stark Neutronen absorbierenden Material, meist Borverbindungen, bestehen. Die Stäbe liegen in speziellen Kanälen und können in den Reaktor gehoben oder abgesenkt werden. Wenn sie angehoben werden, beschleunigen sie den Reaktor; wenn sie abgesenkt werden, schalten sie ihn ab. Die Stabantriebe werden unabhängig voneinander gesteuert, sodass sie zur Konfiguration der Reaktionsaktivität in verschiedenen Teilen des Kerns verwendet werden können.

Die Besonderheit eines Kernreaktors besteht darin, dass 94 % der Spaltungsenergie sofort in Wärme umgewandelt werden, d. h. während der Zeit, in der sich die Leistung des Reaktors oder die Dichte der darin enthaltenen Materialien nicht merklich ändern kann. Wenn sich die Reaktorleistung ändert, folgt die Wärmefreisetzung daher ohne Verzögerung dem Brennstoffspaltungsprozess.

Wenn der Reaktor jedoch abgeschaltet wird und die Spaltungsrate um mehr als das Zehnfache abnimmt, verbleiben darin Quellen verzögerter Wärmefreisetzung (Gamma- und Betastrahlung aus Spaltprodukten), die vorherrschend werden. Die Zerfallswärme nach dem Stoppen der Spaltreaktion erfordert eine Wärmeabfuhr über einen langen Zeitraum nach dem Abschalten des Reaktors. Obwohl die Zerfallswärmeleistung deutlich unter der Nennleistung liegt, muss die Kühlmittelzirkulation durch den Reaktor sehr zuverlässig gewährleistet sein, da die Nachzerfallswärme nicht kontrolliert werden kann. Um eine Überhitzung und Beschädigung der Brennelemente zu vermeiden, ist die Entnahme von Kühlmittel aus einem schon länger in Betrieb befindlichen Reaktor strengstens untersagt.

IN Zwischenneutronenreaktoren, in denen die meisten Spaltungsereignisse durch Neutronen mit Energien über der thermischen Energie (von 1 eV bis 100 keV) verursacht werden, ist die Moderatormasse geringer als in thermischen Reaktoren. Die Besonderheit des Betriebs eines solchen Reaktors besteht darin, dass der Brennstoffspaltungsquerschnitt mit zunehmender Neutronenspaltung im Zwischenbereich weniger abnimmt als der Absorptionsquerschnitt von Strukturmaterialien und Spaltprodukten. Somit steigt die Wahrscheinlichkeit von Spaltungsereignissen im Vergleich zu Absorptionsereignissen. Die Anforderungen an die Neutroneneigenschaften von Strukturmaterialien sind weniger streng und ihre Bandbreite ist größer. Folglich kann der Kern eines Zwischenneutronenreaktors aus haltbareren Materialien hergestellt werden, was es ermöglicht, die spezifische Wärmeabfuhr von der Heizfläche des Reaktors zu erhöhen. Die Anreicherung von Brennstoff mit einem spaltbaren Isotop in Zwischenreaktoren sollte aufgrund einer Querschnittsverringerung höher sein als in thermischen. Die Reproduktion von Kernbrennstoff in Zwischenreaktoren mit Neutronen ist größer als in einem thermischen Neutronenreaktor.

Als Kühlmittel in Zwischenreaktoren werden Stoffe verwendet, die Neutronen schwach moderieren. Zum Beispiel flüssige Metalle. Der Moderator ist Graphit, Beryllium usw.

Der Kern eines Reaktors für schnelle Neutronen enthält Brennstäbe mit hochangereichertem Brennstoff. Der Kern ist von einer Brutzone umgeben, die aus Brennelementen besteht, die Brennstoffrohstoffe (abgereichertes Uran, Thorium) enthalten. Aus dem Kern austretende Neutronen werden in der Brutzone von den Kernen der Brennstoffrohstoffe eingefangen, wodurch neuer Kernbrennstoff entsteht. Ein besonderer Vorteil schneller Reaktoren ist die Möglichkeit, in ihnen eine erweiterte Reproduktion von Kernbrennstoffen zu organisieren, d.h. gleichzeitig mit der Energieerzeugung neuen Kernbrennstoff anstelle ausgebrannten Kernbrennstoffs produzieren. Schnelle Reaktoren benötigen keinen Moderator und das Kühlmittel muss die Neutronen nicht verlangsamen.

Abhängig von der Art der Brennstoffeinbringung in den Kern werden Reaktoren in homogene und heterogene Reaktoren unterteilt.

IN homogener Reaktor Kernbrennstoff, Kühlmittel und Moderator (falls vorhanden) sind gründlich vermischt und befinden sich im gleichen physikalischen Zustand, d. h. Der Kern eines völlig homogenen Reaktors ist ein flüssiges, festes oder gasförmiges homogenes Gemisch aus Kernbrennstoff, Kühlmittel oder Moderator. Homogene Reaktoren können entweder thermische oder schnelle Neutronenreaktoren sein. In einem solchen Reaktor befindet sich die gesamte aktive Zone innerhalb eines kugelförmigen Stahlkörpers und stellt eine flüssige homogene Mischung aus Brennstoff und Moderator in Form einer Lösung oder flüssigen Legierung dar (z. B. eine Lösung von Uranylsulfat in Wasser, eine Lösung von Uran in flüssigem Wismut), das gleichzeitig als Kühlmittel dient.

Die Kernspaltungsreaktion findet in der Brennstofflösung im Inneren des kugelförmigen Reaktorbehälters statt, was zu einem Anstieg der Temperatur der Lösung führt. Die brennbare Lösung aus dem Reaktor gelangt in den Wärmetauscher, wo sie Wärme an das Wasser des Sekundärkreislaufs überträgt, abgekühlt und von einer Kreispumpe zurück zum Reaktor gefördert wird. Um sicherzustellen, dass es außerhalb des Reaktors nicht zu einer Kernreaktion kommt, werden die Volumina der Kreislaufleitungen, des Wärmetauschers und der Pumpe so gewählt, dass das in jedem Abschnitt des Kreislaufs befindliche Brennstoffvolumen deutlich unter dem kritischen liegt. Homogene Reaktoren haben gegenüber heterogenen eine Reihe von Vorteilen. Dies liegt an der einfachen Konstruktion des Kerns und seinen minimalen Abmessungen, der Fähigkeit, während des Betriebs kontinuierlich Spaltprodukte zu entfernen und frischen Kernbrennstoff hinzuzufügen, ohne den Reaktor anzuhalten, der einfachen Brennstoffaufbereitung und auch der Tatsache, dass der Reaktor durch Wechsel gesteuert werden kann die Konzentration des Kernbrennstoffs.

Homogene Reaktoren haben jedoch auch gravierende Nachteile. Das durch den Kreislauf zirkulierende homogene Gemisch emittiert starke radioaktive Strahlung, die zusätzlichen Schutz erfordert und die Reaktorsteuerung erschwert. Nur ein Teil des Brennstoffs befindet sich im Reaktor und wird zur Energieerzeugung genutzt, der andere Teil befindet sich in externen Rohrleitungen, Wärmetauschern und Pumpen. Das zirkulierende Gemisch führt zu starker Korrosion und Erosion von Reaktor- und Kreislaufsystemen und -geräten. Die Bildung eines explosionsfähigen Sprengstoffgemisches in einem homogenen Reaktor durch Radiolyse von Wasser erfordert Vorrichtungen zu dessen Nachverbrennung. All dies führte dazu, dass homogene Reaktoren nicht weit verbreitet sind.

IN heterogener Reaktor Brennstoff in Form von Blöcken wird in den Moderator gegeben, d.h. Brennstoff und Moderator sind räumlich getrennt.

Derzeit sind ausschließlich heterogene Reaktoren für Energiezwecke ausgelegt. Kernbrennstoff kann in einem solchen Reaktor in gasförmigem, flüssigem und festem Zustand verwendet werden. Heute werden heterogene Reaktoren jedoch nur noch mit festen Brennstoffen betrieben.

Abhängig von der moderierenden Substanz werden heterogene Reaktoren in Graphit, leichtes Wasser, schweres Wasser und organische Stoffe unterteilt. Heterogene Reaktoren sind je nach Art des Kühlmittels Leichtwasser, Schwerwasser, Gas und Flüssigmetall. Flüssige Kühlmittel im Reaktor können einphasig und zweiphasig sein. Im ersten Fall kocht das Kühlmittel im Reaktor nicht, im zweiten Fall jedoch.

Reaktoren, in deren Kern die Temperatur des flüssigen Kühlmittels unter dem Siedepunkt liegt, werden Druckwasserreaktoren genannt, Reaktoren, in denen das Kühlmittel im Inneren siedet, werden Siedewasserreaktoren genannt.

Je nach verwendetem Moderator und Kühlmittel werden heterogene Reaktoren nach unterschiedlichen Bauformen konzipiert. In Russland sind die Haupttypen von Kernkraftwerksreaktoren Wasser-Wasser- und Wasser-Graphit-Reaktoren.

Aufgrund ihrer Bauart werden Reaktoren in Behälter- und Kanalreaktoren unterteilt. IN Gefäßreaktoren Der Kühlmitteldruck wird vom Gehäuse getragen. Im Inneren des Reaktorbehälters fließt ein gemeinsamer Kühlmittelstrom. IN Kanalreaktoren Das Kühlmittel wird jedem Kanal mit dem Brennelement separat zugeführt. Der Reaktorbehälter wird nicht mit Kühlmitteldruck belastet; dieser Druck wird von jedem einzelnen Kanal getragen.

Je nach Zweck können Kernreaktoren Leistungsreaktoren, Konverter und Brüter, Forschungs- und Mehrzweckreaktoren, Transport- und Industriereaktoren sein.

Kernreaktoren werden zur Stromerzeugung in Kernkraftwerken, in Schiffskraftwerken, in nuklearen Blockheizkraftwerken (BHKW) sowie in Kernwärmeversorgungsanlagen (KWK) eingesetzt.

Es werden Reaktoren genannt, die zur Herstellung von sekundärem Kernbrennstoff aus natürlichem Uran und Thorium ausgelegt sind Konverter oder Züchter. In einem Konverterreaktor erzeugt sekundärer Kernbrennstoff weniger als ursprünglich verbraucht wurde. In einem Brutreaktor erfolgt die erweiterte Reproduktion von Kernbrennstoffen, d. h. es stellt sich mehr heraus, als ausgegeben wurde.

Forschungsreaktoren dienen der Untersuchung der Wechselwirkungsprozesse von Neutronen mit Materie, der Untersuchung des Verhaltens von Reaktormaterialien in intensiven Feldern der Neutronen- und Gammastrahlung, der radiochemischen und biologischen Forschung, der Herstellung von Isotopen und der experimentellen Erforschung der Physik von Kernreaktoren. Reaktoren haben unterschiedliche Leistungen, stationäre oder gepulste Betriebsarten. Am weitesten verbreitet sind Druckwasser-Forschungsreaktoren mit angereichertem Uran. Die thermische Leistung von Forschungsreaktoren variiert in einem weiten Bereich und erreicht mehrere tausend Kilowatt.

Vielseitig einsetzbar werden Reaktoren genannt, die mehreren Zwecken dienen, beispielsweise der Energieerzeugung und der Gewinnung von Kernbrennstoff.

Grundsätze der Klassifizierung von Kraftwerken. Klassen, Unterklassen, Gruppen, Untergruppen.

Klassifizierung von Kraftwerken

TEIL ZWEI

STROMANLAGEN,
ARBEITEN FÜR
KOSTENLOSE ENERGIE

Klasse– bestimmt durch den Hauptprozess und die Art der anfänglichen (verbrauchten) Energie.

Unterklasse– bestimmt durch charakteristische Merkmale und akzeptierte (übliche) Namen.

Gruppe– bestimmt durch die Art der erzeugten (erzeugten) Energie.

Untergruppe– legt die Art der Installation anhand von Konstruktionsunterschieden fest.

Abhängig von den Besonderheiten und dem Entwicklungsstand kann es sein, dass diese Aufteilung nicht immer strikt eingehalten wird. Es gibt acht Hauptklassen:

1- Thermal- Kraftwerke: In ihnen ist der Hauptprozess der Energiefreisetzung ein Phasenübergang höchster Ordnung (PHPT), also die teilweise oder vollständige Aufspaltung von Atomen in Elementarteilchen – Elektrino und Elektronen. Die Anfangsenergie ist die potentielle Bindungsenergie der Elementarteilchen in einem Atom – die in der Substanz akkumulierte Energie.

2- natürlich Kraftwerke, also Anlagen, die die Energie natürlicher Phänomene direkt nutzen.

3- Coriolis Kraftwerke - Der Hauptprozess der Energieerzeugung ist mit der Selbstdrehung des Rotors durch Corioliskräfte verbunden. Die Anfangsenergie des radialen Materieflusses kann unterschiedlich sein: hydraulisch, chemisch, magnetisch, ...

4- elektromagnetisch Kraftwerke - Der Hauptprozess ist die Umwandlung elektrischer Ströme in verschiedene Energiearten: mechanisch, thermisch, elektrisch.

5- Schwingungsresonanz Kraftwerke – der Hauptprozess ist der Energieaustausch des Arbeitsmediums unter Bedingungen der Schwingungsresonanz. Die Anfangsenergie ist die Energie der äußeren Umgebung, insbesondere der atmosphärischen Luftmoleküle.

6- ätherisch Kraftwerke - Der Hauptprozess ist die gerichtete Kondensation von Äther, insbesondere elektrischem Gas. Die Anfangsenergie ist Äther.

7- wiederaufladbar Kraftwerke – der Hauptprozess ist die Akkumulation von Energie (elektrisch, chemisch, thermisch usw.) und deren Freisetzung bei Entladung der Batterie.

8- kombiniert Kraftwerke – Anlagen mit mehreren unterschiedlichen Arten von Energiefreisetzungsprozessen, die sich nur schwer in eine der angegebenen Klassen einordnen lassen.

Diese Klasse umfasst alle traditionellen Kraftwerke mit fossilen Brennstoffen, Kernkraftwerke, Wasserstoffkraftwerke und neue natürliche Energiekraftwerke.

Zu den traditionellen gehören: Verbrennungsmotoren und externe Verbrennungsmotoren, Gas- und Dampfturbineneinheiten sowie verschiedene Wärme- und Kesseleinheiten.

Zu den Kernkraftwerken zählen moderne Kernkraftwerke und Wärmekraftwerke, in denen der Prozess der Energiefreisetzung mit dem vollständigen Zerfall radioaktiver Stoffe erfolgt.

Wasserstoffkraftwerke nutzen Wasserstoff, der mit Sauerstoff zu Wasser reagiert.

Die aufgeführten Kraftwerke sind recht bekannt und es gibt viel Fachliteratur zu ihnen, so dass eine detaillierte Beschreibung nicht erforderlich ist.

Es sollte betont werden, dass sie begrenzte natürliche Ressourcen nutzen: Kohle, Öl, Gas, Uran..., die von der Natur nicht so schnell wieder aufgefüllt werden, wie sie verbraucht werden. Diese Anlagen zeichnen sich durch eine fehlerhafte Ökologie aus, die sich nachteilig auf die Menschheit auswirkt.

Natürliche Energieanlagen /1/ sind von diesen Nachteilen frei, da sie nur eine teilweise, schonende Zersetzung der Materie (Luft, Wasser) nutzen, ohne die chemischen Eigenschaften aufgrund eines kleinen Massendefekts in der Größenordnung von 10 -6 % zu verändern, der wieder aufgefüllt wird unter natürlichen Bedingungen.

Thermonukleare Kraftwerke, deren Entwicklung seit mehreren Jahrzehnten ergebnislos läuft, wurden nicht in die Klassifizierung einbezogen, da sie nach moderner Theorie /1,2/ außer Betrieb sind.

Die Wahrscheinlichkeit, dass thermische Neutronen von Uran absorbiert werden, wird mit angegeben θ. Dieser Wert wird als thermischer Neutronenausnutzungsfaktor bezeichnet. Dann ist die Anzahl der von Uran absorbierten thermischen Neutronen gleich N εφθ .

Für jede Absorption eines thermischen Neutrons durch Uran beträgt a η neue schnelle Neutronen. Folglich stellte sich heraus, dass am Ende des betrachteten Zyklus die Anzahl der durch die Spaltung erzeugten schnellen Neutronen gleich war N εφθη .

Der Neutronenvervielfachungsfaktor in einem unendlichen Medium ist somit gleich

Gleichheit (3.4) wird als Formel der vier Faktoren bezeichnet. Es zeigt die Abhängigkeit von K∞ von verschiedenen Faktoren, die die Entwicklung einer nuklearen Kettenreaktion in einer Mischung aus Uran und Moderator bestimmen.

In einem realen Brutmedium mit endlichen Abmessungen ist ein Neutronenaustritt unvermeidlich, was bei der Eingabe der Formel für K∞ nicht berücksichtigt wurde. Der Neutronenmultiplikationsfaktor für ein Medium mit endlichen Abmessungen wird als effektiver Multiplikationsfaktor Keff bezeichnet; Darüber hinaus ist es immer noch definiert als das Verhältnis der Neutronenzahl einer bestimmten Generation zur entsprechenden Neutronenzahl der vorherigen Generation. Wenn wir Рз und Рд verwenden, um die Wahrscheinlichkeiten der Vermeidung von Neutronenlecks im Moderations- bzw. Diffusionsprozess anzugeben, dann können wir schreiben

Kef= K∞ Rz Rd. (3.5)

Offensichtlich ist die Bedingung für die Aufrechterhaltung einer Kettenreaktion in einem Medium endlicher Dimensionen das Verhältnis Kef ≥ 1. Das Produkt РзРд ist immer kleiner als eins. Um eine sich selbst erhaltende Kettenreaktion in einem System endlicher Dimensionen durchzuführen, Es ist notwendig, dass K∞ immer größer als eins ist.

Der Austritt von Neutronen aus einem Reaktor hängt von seinen geometrischen Abmessungen ab. Da die Produktion von Neutronen im gesamten Volumen der aktiven Zone erfolgt und ihr Austritt nur über die Oberfläche des Reaktors erfolgt, nimmt mit zunehmender linearer Größe des Reaktors offensichtlich der relative Anteil der Neutronen zu, die über die Oberfläche verloren gehen sinkt und die Wahrscheinlichkeit, Leckagen zu vermeiden, steigt.

Die Mindestgröße eines Reaktors, bei der eine selbsterhaltende Kettenreaktion stattfinden kann, wird als kritische Größe bezeichnet.

Daher wird die Kritikalitätsbedingung für Reaktoren in das Formular geschrieben

1 = K∞RzRd.

Wenn Bedingung (3.5) erfüllt ist, ist die Anzahl der bei der Uranspaltung erzeugten Neutronen gleich der Anzahl der Neutronen, die den Reaktor verlassen haben und während der Moderations- und Diffusionsprozesse von den Materialien absorbiert wurden. Wenn Kef > 1 ist, nimmt die Anzahl der Neutronen im Reaktor kontinuierlich zu. Im unterkritischen Reaktor Kef< 1.

Die Neutronengleichgewichtsgleichung (für einen kritischen Reaktor) wird in der Form geschrieben

, (3.6)

D – Neutronendiffusionskoeffizient

F – Neutronenfluss

S ist die Anzahl der erzeugten thermischen Neutronen.

Die Anzahl der thermischen Neutronen S wird auf der Grundlage des Folgenden bestimmt. Für ein in den Reaktorkernmaterialien absorbiertes thermisches Neutron beträgt die Anzahl der von Uran absorbierten thermischen Neutronen θ, und für eine Absorption eines thermischen Neutrons durch Uran werden η schnelle Neutronen erzeugt. Dies bedeutet, dass die Anzahl der schnellen Neutronen gleich θη ist. Diese Neutronen können eine Spaltung mit einem Multiplikationsfaktor ε erzeugen, dann ist die endgültige Anzahl schneller Neutronen gleich θηε. Schnelle Neutronen im Prozess der Verlangsamung vermeiden resonante Absorption mit der Wahrscheinlichkeit φ und Leckage mit dem Koeffizienten Рз. Dies bedeutet, dass die Anzahl der erzeugten thermischen Neutronen gleich θηεφРз ist.

Somit werden bei einer Gesamtabsorption thermischer Neutronen pro Volumeneinheit durch Kernmaterialien von ΣaF erneut thermische Neutronen ΣaФθηεφРз gebildet. Die endgültige Anzahl thermischer Neutronen wird wie folgt bestimmt:

(3.7)

Unter Berücksichtigung der Formel (3.7) wird die Neutronengleichgewichtsgleichung (3.6) in die Form umgeschrieben

(3.8)

(3.9)

In Gleichung (3.9) wird die von den Materialeigenschaften abhängige Größe als Materialparameter bezeichnet und mit B2 bezeichnet

(3.10)

dann wird die Abhängigkeit (3.8) wie folgt umgeschrieben

(3.11)

Beide Gleichungen (3.10) und (3.11), die auf der Grundlage der Neutronengleichgewichtsgleichung für den stationären Fall erhalten wurden, entsprechen einem kritischen Reaktor, in dem der effektive Multiplikationsfaktor gleich Eins ist (Kef = 1). Unter Berücksichtigung dessen ergibt sich aus Gleichung (3.10).

wobei L die Diffusionslänge ist.

Aus den Gleichungen (3.12) folgt, dass die Wahrscheinlichkeit, Neutronenaustritt während des Diffusionsprozesses zu vermeiden, durch den Ausdruck (1 + B2L2)-1 bestimmt wird. Die Wahrscheinlichkeit, ein Neutronenleck während des Moderationsprozesses zu vermeiden, wird auf der Grundlage der Berücksichtigung des Moderationsprozesses berechnet und ergibt sich als gleich

Dabei ist τ eine Größe namens Neutronenalter und hat die Dimension cm2.

Wenn der Multiplikationsfaktor im Reaktor von Eins abweicht, wird Gleichung (3.12) im Allgemeinen wie folgt geschrieben:

(3.14)

Gleichung (3.14) ist die Hauptreaktorgleichung und zeigt die Abhängigkeit des effektiven Neutronenmultiplikationsfaktors von der Zusammensetzung und Größe des Kerns. Diese Gleichung gilt für homogene und heterogene Reaktoren. Die Besonderheit der Heterogenität des Kerns spiegelt sich im Ansatz zur Berechnung der Parameter der Gleichung der vier Faktoren, nämlich der Größen ε, φ und θ, wider.

Mit einem stationären Prozess

(3.15)

Dabei ist M2 = L2 + τ ein Wert, der als Migrationsfläche cm2 bezeichnet wird.

Die Lösung von Gleichung (3.11) ermöglicht die Bestimmung des Wertes von B2. In diesem Fall ist dieser Parameter eine Funktion der Größe und geometrischen Form der aktiven Zone. Insbesondere für einen zylindrischen Reaktor

(3.16)

Dabei ist R der Radius und H die Höhe des Kerns. In diesem Fall wird der Wert B2 als geometrischer Parameter bezeichnet.

Da beide aus den Gleichungen (3.10) und (3.16) erhaltenen Werte von B2 einem kritischen Reaktor entsprechen, muss für einen solchen Zustand des Reaktors der Materialparameter gleich dem geometrischen sein. Darauf aufbauend wird Gleichung (3.15) in Abhängigkeit von den gegebenen Bedingungen verwendet, um zwei Arten von Problemen zu lösen: um die Zusammensetzung des Kerns zu bestimmen, wenn seine Abmessungen und Geometrie gegeben sind, und um die Größe des Reaktors im jeweiligen Fall zu bestimmen einer gegebenen Zusammensetzung des Kerns.

Bei der Lösung von Problemen der ersten Art wird der Wert des geometrischen Parameters berechnet. Zum Beispiel für einen zylindrischen Reaktor – nach Formel (3.16). In diesem Fall wird die Zusammensetzung des Kerns, beispielsweise die Anreicherung von Uran mit dem 235U-Isotop, aus Gleichung (3.15) durch vorläufige Bewertung der Anreicherung und Berechnung des Kef-Werts für jeden Fall ermittelt.

Bei der Lösung von Problemen der zweiten Art kann das Berechnungsverfahren wie folgt übernommen werden. Basierend auf der Zusammensetzung des Kerns, die durch Urananreicherung, Art des Moderators, Strukturmaterialien usw. gekennzeichnet ist, werden die Werte von K∞, τ und L2 berechnet. Der Wert des geometrischen Parameters B2 für einen gegebenen Wert von Kef wird durch grafisches Lösen von Gleichung (3.15) ermittelt. In diesem Fall werden mehrere Werte von B2 vorgegeben und der Graph Kef = f(B2) erstellt.

Nachdem der Wert der thermischen Energie bestimmt wurde, charakterisiert L2 die Entfernung in einer geraden Linie, die ein thermisches Neutron bis zum Einfangpunkt zurücklegt. Je größer Bei diesen Abständen ist es unwahrscheinlicher, dass das Neutron bei den Prozessen der Verzögerung und Diffusion entweicht, d. h. je größer der Reaktor sein muss, um eine selbsterhaltende Kettenreaktion zu gewährleisten.

Beispielsweise wird ein Reaktor, in dem gewöhnliches Wasser als Moderator verwendet wird, unter sonst gleichen Bedingungen deutlich kleinere Abmessungen haben als ein Reaktor mit einem Graphitmoderator, da für Wasser L = 2,73 cm und τ = 31 cm2 und für Graphit L = 54 cm und τ = 364 cm2.

3.2.1.3. NEUTRONENFLUSS

Die Lösung von Gleichung (3.11) führt auch zu einer Abhängigkeit, die die Verteilung des Neutronenflusses über das Kernvolumen charakterisiert. Für einen zylindrischen Reaktor mit einer Höhe H und einem Radius R hat diese Abhängigkeit die Form

(3.17)

wobei Фmax der Wert des Neutronenflusses in der Mitte des Kerns ist;

h, r – aktuelle Koordinaten entlang der Höhe und des Radius der aktiven Zone;

Der aktuelle Wert der Bessel-Funktion nullter Ordnung erster Art.

Der Maximalwert des thermischen Neutronenflusses in einem Reaktor ohne Reflektor stellt sich im geometrischen Zentrum der aktiven Zone ein und sinkt bei Annäherung an seine extrapolierten Grenzen allmählich auf Null. In einem zylindrischen Reaktor erfolgt die Höhenänderung des Neutronenflusses bei r = 0, wenn Jo(0) = 1, entsprechend der Abhängigkeit

(3.18)

Der Ungleichmäßigkeitskoeffizient des Neutronenflusses entlang der Höhe des Kerns wird wie folgt bestimmt:

(3.19)

Der Ungleichmäßigkeitskoeffizient des Neutronenflusses entlang des Radius eines zylindrischen Reaktors ist gleich

(3.20)

Das Produkt der Koeffizienten Kh und Kr wird als Ungleichmäßigkeitskoeffizient des Neutronenflusses über das Kernvolumen bezeichnet

(3.21)

Basierend auf den bekannten Werten der Neutronenfluss-Ungleichmäßigkeitskoeffizienten und bei einem gegebenen Wert des durchschnittlichen Neutronenflusses ist es möglich, den Wert des maximalen Neutronenflusses im Reaktor zu bestimmen

Фmax = KvФср, (3.22)

Dabei ist Fsr der durchschnittliche Neutronenfluss im Reaktor geteilt durch das Kernvolumen. Der durchschnittliche Neutronenfluss kann wie folgt bestimmt werden. Die Anzahl der Spaltungen von Uran in 1 cm3 in 1 s beträgt ΣfФср, und die Gesamtzahl der Spaltungen im gesamten Kernvolumen beträgt ΣfФсрVаз. Wenn eine Leistung von 1 kW 3,1∙1013 Teilungen pro Sekunde entspricht, kann die Leistung des Reaktors durch die Gleichung ausgedrückt werden

, (3.23)

(3.24)

Die Durchschnittswerte der Neutronenflüsse in Leistungsreaktoren liegen im Bereich von 1012 ÷ 1014.

In einem in Betrieb befindlichen Reaktor treten Neutronen aus dem Kern aus. Um diese Leckage zu reduzieren, ist der Reaktor von einem Reflektor umgeben. In den Reflektor eintretende Neutronen werden teilweise zurück in den Kern gestreut, wodurch eine „Einsparung“ von Neutronen erreicht wird.

Die daraus resultierende „Einsparung“ von Neutronen durch den Einbau eines Reflektors kann in zwei Richtungen genutzt werden: entweder um die Größe des Kerns zu verringern, ohne seine Zusammensetzung zu ändern, oder um bei unveränderten Abmessungen die Anreicherung des Brennstoffs mit a zu verringern spaltbares Isotop. In beiden Fällen wird eine Verringerung der Gesamtbelastung des spaltbaren Uranisotops erreicht. Eine ebenso wichtige Rolle des Reflektors für Leistungsreaktoren besteht darin, die Verteilung des thermischen Neutronenflusses im Kernvolumen deutlich auszugleichen.

Wenn schnelle Neutronen aus einem Reaktor austreten, können Neutronen aufgrund ihrer Moderierung im Reflektormaterial als thermische Neutronen in den Reaktor zurückkehren. Dies führt zu einem Anstieg des Flusses thermischer Neutronen nahe der Kerngrenze. Das Reflektormaterial muss die gleichen Eigenschaften wie der Moderator aufweisen, nämlich gute Verzögerungs- und Streueigenschaften. Daher wird für Moderator und Reflektor häufig der gleiche Stoff verwendet.

Der effektive Vervielfachungsfaktor eines Reaktors mit Reflektor wird nach der gleichen Formel (3.14) bestimmt wie für einen Reaktor ohne Reflektor. Allerdings werden in diesem Fall bei der Berechnung des geometrischen Parameters B2 die tatsächlichen Abmessungen der aktiven Zone um den Betrag des wirksamen Additivs erhöht. Bei einem zylindrischen Reaktor ist dies beispielsweise der Fall

(3.25)

R" = R + Δ. (3.26)

Bei dieser Berechnungsmethode wird der Reaktor mit Reflektor gewissermaßen durch einen „nackten“ Reaktor ersetzt, dessen Abmessungen die Abmessungen der aktiven Zone des eigentlichen Reaktors um die Menge des wirksamen Additivs übertreffen.

Die Ungleichmäßigkeitskoeffizienten des Neutronenflusses des Kerns eines zylindrischen Reaktors in Gegenwart eines Reflektors werden durch die Formeln bestimmt:

Nach Reaktorhöhe

Nach Reaktorradius

Bei Vorhandensein eines Reflektors nehmen, wie aus (3.27) und (3.28) hervorgeht, die Ungleichmäßigkeitskoeffizienten des Neutronenflusses ab, sodass die Energiefreisetzung im gesamten Kernvolumen gleichmäßiger ist.

FRAGEN ZUM SELBSTTEST

1. Aus welchen Elementarteilchen besteht ein Atom und der Atomkern?

2. Wie groß ist die Masse eines Protons und eines Neutrons?

3. Was ist die atomare Masseneinheit?

4. Was ist der Massendefekt und die Kernbindungsenergie?

5. Wie verändert sich die Bindungsenergie von Nukleonen in einem Kern in Abhängigkeit von der Massenzahl des Kerns?

6. Was sind schnelle und thermische Neutronen? Wie werden sie charakterisiert?

7. Warum spaltet sich Uran-235, Uran-238 jedoch nicht, wenn es ein thermisches Neutron einfängt?

8. Was versteht man unter mikroskopischen und makroskopischen effektiven Wirkungsquerschnitten von Kernen?

9. Wie verändern sich die mikroskopischen Wirkungsquerschnitte für die Spaltung und Absorption von Uran-235- und Uran-238-Kernen in Abhängigkeit von der Neutronenenergie?

10. Was versteht man unter Neutronenfluss?

11. Wie wird die Anzahl der Absorptionen und Spaltungen von Urankernen beim Einfangen von Neutronen bestimmt?

12. Drücken Sie die Leistung des Reaktors als Neutronenfluss aus.

13. Schreiben Sie die Gleichgewichtsgleichung für thermische Neutronen und erklären Sie ihre Komponenten.

14. Was ist die Quelle thermischer Neutronen in einem Reaktor?

15. Wie wird das Austreten von Neutronen während ihrer Moderation und Diffusion bestimmt?

16. Was versteht man unter dem effektiven Neutronenmultiplikationsfaktor Kef?

17. Erklären Sie die in der Gleichung für Kef enthaltenen Größen.

18. Sagen Sie uns das Verfahren zur Lösung der Gleichung für Kef eines Reaktors für eine gegebene Urananreicherung?

19. Wie wird die Gleichung für Keff eines Reaktors für gegebene geometrische Parameter des Kerns gelöst?

20. Welche Abhängigkeiten charakterisieren die Änderung des Neutronenflusses entlang der Höhe und des Radius des Reaktorkerns?

21. Welchen Einfluss hat ein Neutronenreflektor auf den Neutronenfluss im Reaktor?

3.2.2. ENTWÜRFE VON ENERGIE-REAKTOREN

UND TECHNOLOGISCHE DIAGRAMME VON KKW

3.2.2.1. REAKTORGERÄT

Die Schaffung eines homogenen Reaktors ist mit erheblichen technischen Schwierigkeiten verbunden, daher sind derzeit alle in Betrieb befindlichen, im Bau befindlichen und geplanten Leistungsreaktoren heterogen.

Der Hauptteil des Reaktors ist der Kern. Der Kern eines Kernreaktors besteht aus einer Reihe von Montageeinheiten, die die Voraussetzungen für die Auslösung und Aufrechterhaltung einer kontrollierten Kettenreaktion der Kernspaltung schaffen. Der Kern muss so dimensioniert sein, dass die Kettenreaktion mit der vorhandenen Urananreicherung über die gesamte Betriebsdauer des Reaktors aufrechterhalten bleibt und bei gegebener Reaktorleistung eine zuverlässige Wärmeabfuhr gewährleistet ist.

Der Kern enthält Kernbrennstoff (Brennstoff). Als Brennstoff werden Uran und seine Legierungen sowie Plutonium und seine Legierungen verwendet. In heterogenen Reaktoren wird Brennstoff in Form von Stäben, Platten usw. verwendet (Abb. 3.2), in homogenen Reaktoren - in Form einer Lösung von Uransalzen usw. Ein Moderator (Wasser, Graphit, Beryllium usw. ) wird auch im Kern thermischer Reaktoren platziert .), was dazu dient, die Energie von Spaltneutronen zu reduzieren.

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Reis. 3.3. Arten von Brennelementen:

a – Stab; b – lamellar; c – sphärisch; g – röhrenförmig; d – zylindrischer Block; e – Brennstoffanordnung mit Rohren;

1 – Brennstoffmaterial; 2 – Schale; 3 – Spitze; 4 – Kante; 5 – Kühlmittel

Coll" href="/text/category/koll/" rel="bookmark">Kollektoren und Verteilungspfad des Kühlmittelstroms, Installationsteile - Schäfte, Gehäuse oder Rahmen, Schutzstopfen und Teile für Transport- und Technologiezwecke.

Reis. 3.5. Arbeitskassette des WWER-440-Reaktors:

1 – Schaft; 2, 3 – untere und mittlere Abstandsgitter; 4 – Rohrkassettendeckel; 5 – TVEL; 6 – oberes Abstandsgitter; 7 – Zentralrohr; 8 – Kopf; 9 – Federklemmen; 10 – Stift

Das Brennelement oder die Kassette wird im technologischen Kanal eines Kernreaktors installiert, in dem die Zufuhr, Entfernung und Organisation eines gerichteten Kühlmittelstroms, der die Brennstäbe umspült, erfolgt und die Möglichkeit zum Be- und Entladen von Brennelementen oder Kassetten besteht bereitgestellt.

Es besteht aus einem Schaft, einem Kopf und einem sechseckigen Rohrdeckel, in dem 126 Brennstäbe untergebracht sind, die in einem Dreiecksgitter mit einer Teilung von 12,2 mm angeordnet sind. Die Fixierung der Brennstäbe in der Kassette erfolgt durch Abstandsgitter: unteres (tragendes), oberes und mittleres Führungsgitter aus Edelstahl. Diese Gitter sind durch ein Zentralrohr aus einer Zirkoniumlegierung mechanisch miteinander verbunden. Die unteren Enden der Brennstäbe sind starr im unteren Traggitter befestigt, die oberen Enden passen ohne Befestigung in die Löcher des oberen Gitters, um ihre freie Wärmeausdehnung zu gewährleisten. Der Kassettenkopf verfügt über sechs Federklammern, um ein Aufschwimmen zu verhindern und Wärmeausdehnungen auszugleichen. Das Design des Schafts gewährleistet die Ausrichtung und Fixierung der Kassette entlang des Winkels im Grundriss und ihre Platzierung im Korbsockel. Die Masse der Arbeitskassette beträgt 220 kg, die VO2-Masse in der Kassette beträgt 127 kg.

Als Kernreaktorbehälter wird ein Teil eines Kernreaktors bezeichnet, bei dem es sich um einen Behälter zur Aufnahme des Kerns und interner Geräte handelt, der über Rohre zur Zu- und Ableitung von Kühlmittel sowie Vorrichtungen zur Abdichtung des Reaktorraums verfügt. Der abnehmbare Teil eines Kernreaktors, der den Behälter abdecken und den Innendruck im Reaktor absorbieren soll, wird als Kernreaktorabdeckung bezeichnet.

Die Hauptdichtungsbaugruppe eines Kernreaktors ist eine Montageeinheit mit einem Aufsteckflansch und einer Dichtung zwischen Deckel und Behälter eines Kernreaktors, die die Dichtheit des Kernreaktors in allen Betriebsmodi gewährleistet.

Der Ring, der den Kernreaktordeckel mit dem Gehäuse verbindet und die inneren Dichtungen zusammendrückt, wird als Druckring der Hauptdichtung eines Kernreaktors bezeichnet.

6. Was sind thermische und schnelle Reaktoren?

7. Welche Vor- und Nachteile haben Siedewasserreaktor-Kernkraftwerke?

8. Welche Vor- und Nachteile haben Reaktoren, die flüssige Metalle als Kühlmittel verwenden?

9. Zeichnen Sie grundlegende technologische Diagramme von Kernkraftwerken: Kernkraftwerke mit WWER; KKW mit RBMK; ATEC; KKW und BN; AST; ASPT.

10. Wozu dienen Steuerstäbe?

11. Wozu dienen Komplexstäbe?

12. Warum sind schnelle Neutronenreaktoren vielversprechend?

13. Welche Gase werden als Kühlmittel verwendet?

14. Wozu dient die Kassettenwand?

15. Wie befindet sich der Kraftstoff im TVEL?