• Гідрологія і Гідрометрія
• Господарське право
• Економіка будівництва
• Економіка природокористування
• Економічна теорія
• Земельне право
• Історія України
• Кримінально виконавче право
• Медична радіологія
• Методи аналізу
• Міжнародне приватне право
• Міжнародний маркетинг
• Основи екології
• Предмет Політологія
• Соціальне страхування
• Технічні засоби організації дорожнього руху
• Товарознавство продовольчих товарів

Переваги та вади

Загальна схема ядерного реактору

Характеристикою здатності до ланцюгового ділення системи є ефективний коефіцієнт розмноження нейтронів

k_еф = N_i+1/N_і,

де N_і, N_i+1 – число нейтронів попереднього та наступного поколінь.

В ідеальному випадку k^ід_еф = ν-1. Реально за рахунок поглинання нейтронів ця величина суттєво менша за ідеальну.

В реакторній фізиці прийнято використовувати поняття реактивності (коефіцієнту реактивності):

ρ = (k_еф-1)/ k_еф ≈ k_еф-1

При ρ =0 маємо критичну масу. Для довгострокової роботи реактору потребується суттєвий запас реактивності системи Δρ > 0.

Для нескінченного середовища k_еф ^∞> k_еф для будь-якої реальної геометрії за рахунок нейтронів витоку. Зменшення впливу ефекту:

- оптимізація форми;

- використання відбивача.

Оптимізація форми (сфера) доповнюється інженерними потребами у плоских поверхнях (прямокутний паралелепіпед). Оптімумом виступає циліндрична форма.

До складових ядерного реактору входять:

- ядерне паливо (у обсязі, суттєво більшому за критичну масу);

- уповільнювач нейтронів (для реакторів на теплових нейтронах);

- система керування з поглиначем нейтронів (для компенсації запасу реактивності);

- відбивач нейтронів витоку;

- система тепловідведення з теплоносієм;

- біологічний захист.

1.5 Класифікація ядерних реакторів за призначенням

1.6 Інтегральні характеристики економічності енергетичних ядерних реакторів

- економічні;

- технічні.

Основною економічною характеристикою є тариф на електроенергію (теплоенергію), що включає три складових:

Т = Т_паливн + Т_експл + Т_{інвестиц} ≈ 2-10 цент/(кВт*год)

Паливна складова Т_паливн ≈ 20-30% Т

Т_{інвестиц} = а_{інвестиц} * W_ел / (t_експл * W_ел) = а_{інвестиц}/ t_експл ≈ 20% Т;

Питома собівартість а_{інвестиц} = A_{інвестиц}/W_ел ≈ 1 млн $/МВт (для ІІІ-го покоління).

Основні технічні характеристики економічності:

- питоме вигоряння v = W_ел t_комп/ M_комп ≈ 10-50 ГВт*доба/тона U;

- ККД = W_ел/ W_тепл ≈ 30-40% ;

- КВВП = Q_ел^факт / (t *W_ел^проект) ≈ 70-90%

1.7 Основні вимоги до складових

Ядерне паливо:

- радіаційна стійкість (максимум вигоряння);

- термічна стійкість (максимум ККД);

- можливість надійної герметизації (ізоляції від теплоносія);

- хімічна сумісність зовнішньої оболонки з теплоносієм.

Уповільнювач:

- висока уповільнююча здатність;

- мінімальне поглинання нейтронів.

Теплоносій:

- висока теплоємність (ефективний тепловідбір);

- помірна густина (розумні витрати на перекачку);

- низька корозійна активність (сумісність з зовнішньою оболонкою палива);

- мінімальне поглинання нейтронів;

- (для реакторів на швидких нейтронах) низька уповільнююча здатність.

Внутризонні елементи системи управління:

- максимальне поглинання нейтронів;

- радіаційна стійкість;

- термічна стійкість;

- можливість надійної герметизації (ізоляції від теплоносія);

- хімічна сумісність зовнішньої оболонки з теплоносієм.

Останні 4 аналогічні вимогам до ядерного палива.

Конструкційні елементи

- мінімальне поглинання нейтронів;

- радіаційна стійкість;

- термічна стійкість;

- хімічна сумісність контактуючих поверхонь з теплоносієм.

1.8 Класифікація ядерних реакторів

За енергетичним спектром нейтронів:

- на теплових нейтронах;

- на проміжних нейтронах;

- на швидких нейтронах.

За видом уповільнювача:

- легководні;

- важководні;

- графітові;

- без уповільнювача («швидкі» реактори).

За видом теплоносія:

- легководні;

- важководні;

- газові;

- металеві («швидкі» реактори).

Принципово можливе використання Ве.

За структурою активної зони:

- гомогенні;

- гетерогенні

За конструкцією вміщуючої судини:

- корпусні;

- канальні

За тиском вміщуючої судини:

- басейнові;

- під тиском

За типом паливного циклу:

- уран-плутонієві;

- уран-торієві

За агрегатним станом палива:

- метал;

- керамічне паливо;

- розплав.

1.9 Основні типи енергетичних реакторів

За поширенням у світі (теплоносій/уповільнювач):

- водо-водяні під тиском (ВВЕР/PWR);

- водо-водяні киплячі (BWR);

- водо-графітові (РБМК);

- газо-важководні (CANDU);

- газо-графітові (AGR);

- натрієві на швидких нейтронах (БН).

Історичні причини суттєвого поширення:

- водо-водяні під тиском – транспортні реактори (СРСР, США);

- водо-водяні киплячі – найпростіші технічні рішення;

- водо-графітові – високі КВ, КВВП;

- газо-важководні – незбагачений уран (Канада)

2 Водо-водяні реактори під тиском

Переваги:

за рахунок використання води:

- вивченість води в якості теплоносія (традиційність проектування);

- доступність води (експлуатаційні витрати);

- добрі уповільнюючі та теплоносійні характеристики;

- короткоживучість наведеної активності води (радіаційна безпека);

- спрощене перевантаження палива за рахунок прозорості води;

- від’ємний температурний коефіцієнт реактивності (саморегульованість);

- висока розчинна здатність для борної кислоти (запас реактивності).

за рахунок тиску:

- компактність активної зони (високе енерговиділення).

Недоліки:

за рахунок використання води:

- відносне високе поглинання нейтронів (збагачене паливо);

- нерівномірності енерговиділення за рахунок сильної уповільнюючої здатності теплоносія;

- висока корозійна активність (в РАВ до половини продуктів активації);

за рахунок тиску:

- вимушеність циклу з насиченою парою (високий тиск для необхідної температури);

- ускладнене перевантаження палива.

2.2 Спрощена принципова теплова схема двоконтурної АЕС з водо-водяним реактором

1 - реактор;

2 - парогенератор;

3 - ГЦН;

4 - турбогенератор;

5 - конденсатор;

6 - конденсатний насос;

7 - система регенерації низького тиску;

8 - насос живлення;

9 - система регенерації високого тиску.

До ідеальної замкненої теплової схеми мають додаватись:

- дублюючі петлі 1-го контуру;

- аварійна та ремонтна запірна арматура;

- системи водяного підживлення;

- системи водоочистки;

- система борного регулювання;

- система аварійного охолодження активної зони реактора (САОЗ).

2.3 Принципова конструкція водо-водяного реактору під тиском

Основні рішення, що закладаються:

- радіаційно стійка сталь корпусу високої міцності технологічна до зварювання;

- мінімальна кількість зварних швів;

- вхід та вихід теплоносія вище активної зони (АЗ);

- органи системи управління та захисту (СУЗ) та обладнання контролю вище АЗ;

- еліптичне (сферичне) герметичне днище;

- еліптична (сферична) кришка реактору;

- вертикальний знизу-вверх рух теплоносія навколо палива;

- можливість вилучення всіх внутрикорпусних елементів;

- паливна корзина (дистанціонування + опора + утримання від вспливання).

А - вхідний патрубок;

Б - вихідний патрубок;

1 - корпус реактору;

2 – тепловий екран;

3 - корзина активної зони;

4 – кришка реактору;

5 – активна зона.

Корпус:

- веритикальна циліндрична судина;

- 2-3 цільноковані обечайки на рівні АЗ;

- 1-2 обечайки на рівні патрубків

Внутрикорпусні пристрої:

- шахта з тепловим екраном (несуча конструкція + розділення потоків теплоносія);

- зйомна корзина (розміщення ТВЗ та касет СУЗ);

- блок захисних труб (дистанціонування касет та захист приводів СУЗ від гідродинамічних навантажень).

2.4 Еволюція водо-водяних реакторів типу ВВЕР

Розвиток водо-водяних реакторів під тиском:

- збільшення одиничної потужності;

- підвищення параметрів теплоносія.

Шляхи збільшення теплової потужності реактора:

- вирівнювання тепловиділення в активній зоні;

- підвищення витрати води через зону;

- збільшення поверхні твелів в активній зоні;

- зменшення запасів відносно гранично припустимих параметрів.

Вирівнювання тепловиділення: режим часткових перевантажень палива з переміщенням від периферії АЗ до центру (додаткова перевага – менша різниця між максимальним і середнім вигорянням, вада – більше радіаційне навантаження корпусу).

Збільшення витрати води через АЗ (всупереч зменшенню числа циркуляційних петель): підвищення потужності циркуляційних насосів та діаметру трубопроводів.

Збільшення поверхні твелів в АЗ:

- підвищення загального завантаження палива (вада - зростання габаритів корпусу реактора);

- зменшення діаметру твелів до мінімального технологічного рівня.

Зменшення запасів відносно гранично припустимих параметрів:

- великий запас у лінійному тепловому навантаженні твелів;

- значний запас до критичного теплового потоку, при якому починається криза теплообміну, пов'язана з кипінням теплоносія.

Можливості підвищення параметрів теплоносія досить обмежені. При температурі води 320- 330°С тиск у корпусі - не нижче 15-16 МПа. Підвищення параметрів призведуть до збільшення маси та/або габаритів корпусу. Для реакторів потужністю 1000 МВт(эл) маса та габарити близькі до межі сьогоденних технологічних і транспортних можливостей.

ВВЕР-210 ВВЕР-365 ВВЕР-440 ВВЕР-1000

Читайте також:

1. PR-відділ організації: переваги і недоліки
2. Бюджетування як інструмент оперативного контролінгу, його переваги і недоліки
3. В лекції висвітлюються питання використання мережних структур, їх недоліки та переваги.
4. Види партнерств, їхні переваги та недоліки.
5. Д. Рікардо про порівняльні переваги
6. Делегування повноважень підлеглим. Переваги та ризики, пов’язані з передачею повноважень
7. Детермінанти конкурентної переваги
8. Засоби маркетингових комунікацій на сучасному ринку: переваги та недоліки
9. Зрілість конкурентної переваги
10. Кожен із суб'єктів лізингу має у ньому свої переваги.
11. Конкурентні переваги вузької спеціалізації
12. Основні види транспорту, їх переваги та недоліки

Переглядів: 1099