Obsahuje jadrové palivo, jadrové palivo a teplo vzniká vďaka jadrové štiepenie. Naíb. Palivové tyče sú bežné vo forme tenkých (priemer niekoľkých mm) tyčí, ktoré sa rozprestierajú po celej výške aktívnej zóny reaktora. Jadro obsahuje tisíce palivových tyčí rovnakého typu, ktoré tvoria pravidelnú mriežku. Medzi nimi sa čerpá chladiaca kvapalina (kvapalina alebo plyn), ktorá odoberá energiu.
Parametre palivovej tyče energie.
reaktory: prevádzková horná teplota (teplota plášťa) pre reaktory s vodným chladením 300 °C, pre reaktory s kvapalným Na cca. 600-700 °C; tzv lineárna tepelná intenzita do 500-600 W na 1 cm dĺžky tyče; vyhorenie paliva (podiel vyhorených atómov paliva do konca prevádzkového obdobia) v tepelných reaktoroch je 3-5%, v rýchlych reaktoroch 7-10% (1% vyhorenie zodpovedá výrobe 10 4 MW. deň term. energie na 1 tonu paliva). 1
Palivová tyč rýchleho reaktora: (- jadrová časť 2, 3
jadrové palivo);- záverečné obrazovky (vybité 4
urán); 5
- zberač plynu;- škrupina (nehrdzavejúca oceľ).
rezanie ocele) Na obr. znázornené schematicky. prierez palivovej tyče rýchleho reaktora (pozri.
Chovateľský reaktor Okrem aktívnej časti obsahujúcej jadrové palivo má koncové sitá z ochudobneného uránu na recykláciu neutrónov opúšťajúcich jadro, ako aj dutinu na zachytávanie fragmentačných plynov unikajúcich z paliva na zníženie vnútorného horenia. tlak pri hlbokom vyhorení. Po dosiahnutí nominálneho vyhorenia a ukončení kampane (pracovného obdobia) sa palivové tyče vyložia z reaktora a vymenia sa. Trvanie kampane sa počíta podľa prevádzkovej doby reaktora v prepočte
plný výkon a predstavuje mesiace alebo roky. Nárast kampane, a teda aj vyhorenia, je obmedzený zhoršením schopnosti udržať štiepnu reťazovú reakciu v dôsledku vyhorenia paliva a akumulácie fragmentov absorbujúcich neutróny a nebezpečenstvom deštrukcie palivového článku pod vplyvom dlhodobého vystavenie. intenzívne ožiarenie a vysoká teplota v reaktore. Povolené sú stotiny (alebo tisíciny) percenta pravdepodobnosti zlyhania palivovej tyče.(z "palivového prvku") - hlavný prvok jadrové palivo jadrový reaktor, ktorý obsahuje jadrové palivo, a teplo vzniká vďaka jadrové štiepenie. Hermetický plášť chráni palivo pred kontaktom s chladivom a dodáva palivovej tyči potrebnú mechanickú pevnosť. silu. Materiál plášťa (zlitiny zirkónu, nehrdzavejúca oceľ a pod.) má nízky prierez zachytávania neutrónov, tzv. spektrum reaktora, má dobrú kompatibilitu s palivom a chladivom v rozsahu prevádzkových teplôt, málo sa mechanicky mení. vlastnosti v neutrónovom poli. Všetky materiály palivovej tyče podliehajú vysoké nároky k čistote, predovšetkým neprítomnosti nečistôt, ktoré silne absorbujú neutróny.
Parametre palivových článkov energetických reaktorov: prevádzková horná teplota (teplota plášťa) pre reaktory s vodným chladením 300 °C, pre reaktory s kvapalným Na cca. 600-700 °C; tzv lineárna tepelná intenzita do 500-600 W na 1 cm dĺžky tyče; vyhorenie paliva (podiel vyhorených atómov paliva do konca prevádzkového obdobia) v tepelných reaktoroch je 3-5%, v rýchlych reaktoroch 7-10% (1% vyhorenie zodpovedá výrobe 10 4 MW. deň term. energie na 1 tonu paliva).
Palivová tyč rýchleho reaktora: 1 - jadrová časť (jadrové palivo); 2, 3 - záverečné obrazovky (vyčerpanéurán); 4 - zberač plynu; 5 - zberač plynu;rezanie ocele).
Na obr. znázornené schematicky. prierez palivovej tyče rýchleho reaktora (pozri. Chovateľský reaktor). Okrem aktívnej časti obsahujúcej jadrové palivo má koncové sitá z ochudobneného uránu na recykláciu neutrónov opúšťajúcich jadro, ako aj dutinu na zhromažďovanie fragmentačných plynov unikajúcich z paliva na zníženie vnútorného horenia. tlak pri hlbokom vyhorení.
Po dosiahnutí nominálneho vyhorenia a ukončení kampane (pracovného obdobia) sa palivové tyče vyložia z reaktora a vymenia sa. Trvanie kampane sa počíta podľa prevádzkového času reaktora z hľadiska plného výkonu a predstavuje mesiace alebo roky. Nárast kampane, a teda aj vyhorenia, je obmedzený zhoršením schopnosti udržať štiepnu reťazovú reakciu v dôsledku vyhorenia paliva a akumulácie fragmentov absorbujúcich neutróny a nebezpečenstvom deštrukcie palivového článku pod vplyvom trvania . intenzívne ožiarenie a vysoká teplota v reaktore. Povolené sú stotiny (alebo tisíciny) percenta pravdepodobnosti zlyhania palivovej tyče.
: ... celkom banálne, no stále som nenašiel informáciu v stráviteľnej forme – ako ZAČÍNA fungovať jadrový reaktor. Všetko o princípe a štruktúre práce už bolo prežuté viac ako 300-krát a je jasné, ale tu je návod, ako sa palivo získava a z čoho a prečo nie je také nebezpečné, kým nie je v reaktore a prečo nereaguje skôr, ako je ponorený do reaktora! - hreje sa predsa len vo vnutri, napriek tomu je palivo pred nakladanim studene a vsetko je v poriadku, takze nie je celkom jasne co sposobuje zahrievanie telies, ako na ne vplýva a pod, najlepšie nie vedecky).
Samozrejme, je ťažké ohraničiť takúto tému nevedeckým spôsobom, ale skúsim to. Poďme najprv zistiť, čo sú tieto palivové tyče.
Jadrové palivo je čierna tableta s priemerom asi 1 cm a výškou asi 1,5 cm Obsahujú 2 % oxidu uránového 235 a 98 % uránu 238, 236, 239. Vo všetkých prípadoch s ľubovoľným množstvom. jadrové palivo nemôže vzniknúť jadrový výbuch, pretože pre lavínovú rýchlu štiepnu reakciu charakteristickú pre jadrový výbuch je potrebná koncentrácia uránu 235 vyššia ako 60 %.
Dvesto peliet jadrového paliva je naložených do trubice vyrobenej zo zirkónového kovu. Dĺžka tejto trubice je 3,5 m. priemer 1,35 cm Táto trubica sa nazýva palivový článok - palivový článok. 36 palivových tyčí je zostavených do kazety (iný názov je „montáž“).
Konštrukcia palivového článku reaktora RBMK: 1 - zátka; 2 - tablety oxidu uraničitého; 3 - zirkónový plášť; 4 - pružina; 5 - puzdro; 6 - hrot.
Transformácia látky je sprevádzaná uvoľnením voľnej energie iba vtedy, ak má látka rezervu energie. To znamená, že mikročastice látky sú v stave s pokojovou energiou väčšou ako v inom možnom stave, do ktorého existuje prechod. Spontánnemu prechodu vždy bráni energetická bariéra, na prekonanie ktorej musí mikročastica prijať zvonku určité množstvo energie – excitačnej energie. Exoenergetická reakcia spočíva v tom, že pri transformácii po excitácii sa uvoľní viac energie, ako je potrebné na vybudenie procesu. Existujú dva spôsoby, ako prekonať energetickú bariéru: buď vďaka kinetickej energii zrážaných častíc, alebo vďaka väzbovej energii spájajúcej sa častice.
Ak vezmeme do úvahy makroskopickú škálu uvoľňovania energie, potom všetky alebo najprv aspoň niektoré častice látky musia mať kinetickú energiu potrebnú na vybudenie reakcií. To je možné dosiahnuť len zvýšením teploty média na hodnotu, pri ktorej sa energia tepelného pohybu blíži k energetickému prahu obmedzujúcemu priebeh procesu. V prípade molekulárnych premien, teda chemických reakcií, je takéto zvýšenie zvyčajne stoviek stupňov Kelvina, ale v prípade jadrových reakcií je to najmenej 107 K kvôli veľmi vysoká nadmorská výška Coulombove bariéry zrážajúcich sa jadier. Tepelná excitácia jadrových reakcií sa v praxi uskutočňuje len pri syntéze najľahších jadier, v ktorých sú Coulombove bariéry minimálne (termonukleárna fúzia).
Excitácia spájaním častíc nevyžaduje veľkú kinetickú energiu, a preto nezávisí od teploty média, pretože k nej dochádza v dôsledku nevyužitých väzieb, ktoré sú súčasťou príťažlivých síl častíc. Ale na vybudenie reakcií sú potrebné samotné častice. A ak opäť nemáme na mysli individuálny akt reakcie, ale produkciu energie v makroskopickom meradle, potom je to možné len vtedy, keď dôjde k reťazovej reakcii. Tá nastáva vtedy, keď sa častice, ktoré vzrušujú reakciu, znovu objavia ako produkty exoenergetickej reakcie.
Na riadenie a ochranu jadrového reaktora sa používajú riadiace tyče, ktoré sa dajú posúvať po celej výške aktívnej zóny. Tyčinky sú vyrobené z látok, ktoré silne pohlcujú neutróny – napríklad bór alebo kadmium. Keď sú tyče zasunuté hlboko, reťazová reakcia sa stáva nemožnou, pretože neutróny sú silne absorbované a odstránené z reakčnej zóny.
Prúty sa pohybujú diaľkovo z ovládacieho panela. Pri miernom pohybe tyčí sa reťazový proces buď rozvinie alebo vybledne. Týmto spôsobom sa reguluje výkon reaktora.
Leningradská JE, reaktor RBMK
Začiatok prevádzky reaktora:
V počiatočnom okamihu po prvom naložení paliva neprebieha v reaktore reťazová štiepna reakcia, reaktor je v podkritickom stave. Teplota chladiacej kvapaliny je výrazne nižšia ako prevádzková teplota.
Ako sme tu už spomenuli, na spustenie reťazovej reakcie musí štiepny materiál vytvoriť kritickú masu - dostatočné množstvo samovoľne štiepiteľného materiálu v dostatočne malom priestore, čo je podmienka, pri ktorej musí byť počet neutrónov uvoľnených počas jadrového štiepenia väčší ako počet absorbovaných neutrónov. Dá sa to dosiahnuť zvýšením obsahu uránu-235 (množstvo naložených palivových tyčí), alebo spomalením rýchlosti neutrónov, aby nepreleteli okolo jadier uránu-235.
Reaktor sa uvedie do chodu v niekoľkých stupňoch. Pomocou regulátorov reaktivity sa reaktor prevedie do nadkritického stavu Kef>1 a výkon reaktora sa zvýši na úroveň 1-2% nominálneho. V tomto štádiu sa reaktor zahrieva na prevádzkové parametre chladiva a rýchlosť ohrevu je obmedzená. Počas procesu ohrevu ovládače udržiavajú výkon na konštantnej úrovni. Potom sa spustia obehové čerpadlá a uvedie sa do prevádzky systém odvodu tepla. Potom môže byť výkon reaktora zvýšený na ľubovoľnú úroveň v rozsahu od 2 do 100 % menovitého výkonu.
Keď sa reaktor zahrieva, reaktivita sa mení v dôsledku zmien teploty a hustoty materiálov aktívnej zóny. Niekedy sa počas zahrievania mení relatívna poloha jadra a ovládacích prvkov, ktoré vstupujú do jadra alebo z neho vystupujú, čo spôsobuje reaktivitu pri absencii aktívneho pohybu ovládacích prvkov.
Regulácia pevnými, pohyblivými absorpčnými prvkami
Na rýchlu zmenu reaktivity sa v drvivej väčšine prípadov používajú pevné pohyblivé absorbéry. V reaktore RBMK obsahujú riadiace tyče puzdrá z karbidu bóru uzavreté v rúrke hliníkovej zliatiny s priemerom 50 alebo 70 mm. Každá regulačná tyč je umiestnená v samostatnom kanáli a je chladená vodou z okruhu riadiaceho a ochranného systému (riadiaci a ochranný systém) na priemernú teplotu 50 °C. Podľa účelu sa tyče delia na AZ (havarijná ochrana ) prútov je v RBMK 24 takýchto prútov; Prúty automatická regulácia- 12 ks, tiahla miestneho automatického riadenia - 12 ks, ručné tiahla -131 a 32 skrátených tlmičov (USP). Spolu je to 211 prútov. Navyše, skrátené tyče sú vložené do jadra zospodu, zvyšok zhora.
reaktor VVER 1000 1 - pohon riadiaceho systému; 2 - kryt reaktora; 3 - teleso reaktora; 4 - blok ochranných rúr (BZT); 5 - hriadeľ; 6 - kryt jadra; 7 - palivové články (FA) a regulačné tyče;
Horľavé absorbčné prvky.
Na kompenzáciu nadmernej reaktivity po naložení čerstvého paliva sa často používajú horľavé absorbéry. Princíp fungovania spočíva v tom, že podobne ako palivo po zachytení neutrónu následne prestanú neutróny absorbovať (vyhorieť). Okrem toho je rýchlosť poklesu v dôsledku absorpcie neutrónov jadrami absorbéra menšia alebo rovná rýchlosti poklesu v dôsledku štiepenia jadier paliva. Ak jadro reaktora zaťažíme palivom určeným na prevádzku na rok, potom je zrejmé, že počet jadier štiepneho paliva na začiatku prevádzky bude väčší ako na konci a prebytok reaktivity musíme kompenzovať umiestnením absorbérov. v jadre. Ak sa na tento účel použijú regulačné tyče, musíme nimi neustále pohybovať, keď sa počet palivových jadier znižuje. Použitie horľavých absorbérov znižuje použitie pohyblivých tyčí. V súčasnosti sa horľavé absorbenty často pridávajú priamo do palivových peliet pri ich výrobe.
Kontrola reaktivity tekutín.
Takáto regulácia sa využíva najmä pri prevádzke reaktora typu VVER, do chladiva sa zavádza kyselina boritá H3BO3 obsahujúca 10B jadier absorbujúcich neutróny. Zmenou koncentrácie kyseliny boritej v dráhe chladiva tým meníme reaktivitu v aktívnej zóne. Počas počiatočného obdobia prevádzky reaktora, keď je veľa palivových jadier, je koncentrácia kyseliny maximálna. Ako palivo horí, koncentrácia kyseliny klesá.
Mechanizmus reťazovej reakcie
Jadrový reaktor môže pracovať pri danom výkone dlhodobo len vtedy, ak má na začiatku prevádzky rezervu reaktivity. Výnimkou sú podkritické reaktory s externý zdroj tepelné neutróny. Uvoľňovanie viazanej reaktivity pri jej znižovaní z prirodzených dôvodov zabezpečuje udržanie kritického stavu reaktora v každom okamihu jeho prevádzky. Počiatočná rezerva reaktivity je vytvorená konštrukciou jadra s rozmermi výrazne presahujúcimi kritické. Aby sa zabránilo tomu, že sa reaktor stane superkritickým, súčasne sa umelo zníži k0 živného média. Dosahuje sa to zavedením látok absorbujúcich neutróny do jadra, ktoré je možné následne z jadra odstrániť. Rovnako ako v riadiacich prvkoch reťazovej reakcie sú absorbčné látky obsiahnuté v materiáli tyčí jedného alebo druhého prierezu, ktoré sa pohybujú cez zodpovedajúce kanály v jadre. Ak však na reguláciu stačí jedna alebo dve alebo niekoľko tyčí, potom na kompenzáciu počiatočnej nadmernej reaktivity môže počet tyčí dosiahnuť stovky. Tieto tyče sa nazývajú kompenzačné tyče. Riadiace a kompenzačné tyče nemusia nevyhnutne predstavovať rôzne dizajnové prvky. Množstvo kompenzačných tyčí môže byť riadiacich tyčí, ale funkcie oboch sú odlišné. Regulačné tyče sú navrhnuté tak, aby udržali kritický stav kedykoľvek, zastavili a spustili reaktor a prešli z jednej úrovne výkonu na druhú. Všetky tieto operácie vyžadujú malé zmeny reaktivity. Z aktívnej zóny reaktora sa postupne odstraňujú kompenzačné tyče, ktoré zabezpečujú kritický stav počas celej doby jeho prevádzky.
Niekedy nie sú riadiace tyče vyrobené z absorpčných materiálov, ale zo štiepneho materiálu alebo rozptylového materiálu. V tepelných reaktoroch sú to hlavne absorbéry neutrónov, neexistujú žiadne účinné rýchle absorbéry neutrónov. Absorbéry ako kadmium, hafnium a iné silne absorbujú iba tepelné neutróny v dôsledku blízkosti prvej rezonancie k tepelnej oblasti a mimo nej sa svojimi absorpčnými vlastnosťami nelíšia od iných látok. Výnimkou je bór, ktorého prierez absorpcie neutrónov klesá s energiou oveľa pomalšie ako u uvedených látok podľa zákona l / v. Preto bór absorbuje rýchle neutróny, hoci slabo, ale o niečo lepšie ako iné látky. Materiál absorbéra v reaktore s rýchlymi neutrónmi môže byť iba bór, ak je to možné, obohatený o izotop 10B. Okrem bóru sa na regulačné tyče v reaktoroch s rýchlymi neutrónmi používajú aj štiepne materiály. Kompenzačná tyč vyrobená zo štiepneho materiálu plní rovnakú funkciu ako tyč absorbéra neutrónov: zvyšuje reaktivitu reaktora, zatiaľ čo jej prirodzene klesá. Na rozdiel od absorbéra je však takáto tyč umiestnená mimo aktívnej zóny na začiatku prevádzky reaktora a následne je zavedená do aktívnej zóny.
Rozptyľovacie materiály používané v rýchlych reaktoroch sú nikel, ktorý má rozptylový prierez pre rýchle neutróny o niečo väčší ako prierezy iných látok. Rozptyľové tyče sú umiestnené pozdĺž obvodu aktívnej zóny a ich ponorenie do príslušného kanála spôsobuje zníženie úniku neutrónov z aktívnej zóny a následne zvýšenie reaktivity. V niektorých špeciálnych prípadoch slúžia na riadenie reťazovej reakcie pohyblivé časti neutrónových reflektorov, ktoré pri pohybe menia únik neutrónov z aktívnej zóny. Riadiace, kompenzačné a núdzové tyče spolu so všetkým vybavením, ktoré ich poskytuje normálne fungovanie, tvoria systém riadenia a ochrany reaktora (CPS).
Núdzová ochrana:
Núdzová ochrana jadrového reaktora je súbor zariadení určených na rýchle zastavenie reťazovej jadrovej reakcie v jadre reaktora.
Aktívna havarijná ochrana sa automaticky spustí, keď niektorý z parametrov jadrového reaktora dosiahne hodnotu, ktorá by mohla viesť k havárii. Takýmito parametrami môžu byť: teplota, tlak a prietok chladiacej kvapaliny, úroveň a rýchlosť nárastu výkonu.
Výkonnými prvkami havarijnej ochrany sú vo väčšine prípadov tyče s látkou dobre pohlcujúcou neutróny (bór alebo kadmium). Niekedy sa na odstavenie reaktora vstrekuje kvapalinový absorbér do chladiacej slučky.
Okrem aktívnej ochrany mnohé moderné projekty zahŕňajú aj prvky pasívnej ochrany. napr. moderné možnosti Reaktory VVER zahŕňajú „Emergency Core Cooling System“ (ECCS) - špeciálne nádrže s kyselinou boritou umiestnené nad reaktorom. V prípade maximálnej projektovej havárie (prasknutie primárneho chladiaceho okruhu reaktora) sa obsah týchto nádrží gravitáciou dostane do aktívnej zóny reaktora a dôjde k uhaseniu jadrovej reťazovej reakcie. veľké množstvo látka obsahujúca bór, ktorá dobre pohlcuje neutróny.
Podľa „Pravidiel jadrovej bezpečnosti reaktorové elektrárne jadrové elektrárne“, aspoň jeden zo zabezpečovaných systémov odstavenia reaktora musí plniť funkciu havarijnej ochrany (EP). Núdzová ochrana musí mať najmenej dve nezávislé skupiny pracovných prvkov. Pri signáli AZ musia byť pracovné časti AZ aktivované z akejkoľvek pracovnej alebo medzipolohy.
Zariadenie AZ sa musí skladať minimálne z dvoch nezávislých súprav.
Každý súbor zariadení AZ musí byť navrhnutý tak, aby bola zabezpečená ochrana v rozsahu zmien hustoty toku neutrónov od 7 % do 120 % nominálnej hodnoty:
1. Podľa hustoty toku neutrónov - nie menej ako tri nezávislé kanály;
2. Podľa rýchlosti nárastu hustoty toku neutrónov - nie menej ako tri nezávislé kanály.
Každý súbor zariadení havarijnej ochrany musí byť navrhnutý tak, aby v celom rozsahu zmien technologických parametrov stanovených v projekte reaktorového bloku (RP) bola havarijná ochrana zabezpečovaná najmenej tromi nezávislými kanálmi pre každý technologický parameter. pre ktoré je potrebná ochrana.
Ovládacie povely každej sady pre servopohony AZ musia byť prenášané cez minimálne dva kanály. Keď sa jeden kanál v jednej zo sád zariadení AZ vyradí z prevádzky bez toho, aby sa táto súprava vyradila z prevádzky, pre tento kanál by sa mal automaticky vygenerovať poplachový signál.
Núdzová ochrana sa musí spustiť aspoň v týchto prípadoch:
1. Po dosiahnutí nastavenia AZ pre hustotu toku neutrónov.
2. Po dosiahnutí nastavenia AZ pre rýchlosť nárastu hustoty toku neutrónov.
3. Ak napätie zmizne v niektorej súprave núdzového ochranného zariadenia a napájacích zberníc CPS, ktoré neboli vyradené z prevádzky.
4. V prípade poruchy akýchkoľvek dvoch z troch ochranných kanálov pre hustotu toku neutrónov alebo pre rýchlosť nárastu toku neutrónov v niektorom súbore zariadení AZ, ktoré nebolo vyradené z prevádzky.
5. Po dosiahnutí nastavení AZ technologické parametre, ktoré je potrebné chrániť.
6. Pri spúšťaní AZ z kľúča z kontrolného bodu bloku (BCP) alebo kontrolného bodu rezervy (RCP).
Možno niekto dokáže ešte menej vedecky stručne vysvetliť, ako sa spúšťa blok jadrovej elektrárne? :-)
Zapamätajte si podobnú tému Pôvodný článok je na webe InfoGlaz.rf Odkaz na článok, z ktorého bola vytvorená táto kópia -
Načítava sa...
