Тепловые контуры атомных станций (стр. 2 )

1.4.1. Реакторы на естественном уране с тяжеловодным замедлителем и теплоносителем

Для одно - и двухконтурных водо-водяных реакторов требуется обогащение топлива по делящемуся изотопу 235U, для того, чтобы компенсировать относительно высокое поглощение нейтронов легководным теплоносителем. Этот недостаток можно преодолеть, используя в качестве замедлителя тяжелую воду, а в качестве теплоносителя – либо тяжелую воду, либо кипящую легкую воду. Если в качестве теплоносителя использовать тяжелую воду, то можно создать реактор на естественном уране. Этот принцип реализован в канадских реакторах CANDU.

Реакторы CANDU не имеют массивного, толстостенного корпуса давления, используемого в реакторах типа PWR и BWR. Топливные сборки реактора размещаются в горизонтальных каналах-трубках давления, изготовленных из циркониевого сплава. Эти каналы проходят через бак, заполненный тяжелой водой при низком давлении и температуре. Тяжеловодный теплоноситель проходит через трубки, содержащие топливные сборки при давлении около 9 МПА. Затем он идет в парогенератор, аналогичный используемому в PWR. Следует отметить, что реактор CANDU не испытывает таких трудностей с парогенератором, как реакторы PWR типа, из-за низкой рабочей температуры основного теплоносителя.

Топливные элементы представляют собой сборки из таблеток необогащенного диоксида урана в оболочке из циркониевого сплава.

Средняя объемная плотность энерговыделения в активной зоне реактора CANDU примерно в 10 раз меньше, чем у ВВЭР (поскольку при ее расчете учитывается и объем замедлителя) и почтив 4 раза больше чем у газоохлаждаемых реакторов типа AGR. Однако, среднее энерговыделение топлива сравнимо с получаемым в реакторах типа ВВЭР. К тому же само топливо много дешевле.

Реакторы типа CANDU давно и успешно эксплуатируются. Они имеют одну из самых малых продолжительностей остановов из всех типов энергетических реакторов. однако даже при низкой стоимости топлива CANDU нуждаются в больших количествах дорогостоящей тяжелой воды.

Рассмотрим представителя этого типа АЭС Pickering А с четырьмя энергоблоками, построенная в провинции Онтарио.

За исключением отдельных деталей, все четыре реактора Pickering имеют идентичную конструкцию. Их основные параметры перечислены ниже.

Тип реактора CANDU-PHW

Замедлитель Тяжелая вода

Теплоноситель Тяжелая вода

Топливо Естественный уран (UO2)

Диаметр корпуса, м 8,1

Полная длина корпуса, м 8,25

Полное количество D20 в контуре замедлителя, т 284

Число топливных каналов, шт. 390

Шаг решетки, см 28,6

Радиус активной зоны, см 318,5

Длина активной зоны, см 595

Число топливных кассет в канале 12

Число твэлов в кассете, шт 28

Длина топливной кассеты, см 49,5

Диаметр топливной таблетки, мм 14,33

Толщина циркалоевой оболочки, мм 0,41

Полная масса UO2 в активной зоне, т 105

Средняя глубина выгорания топлива, МВт·сут/т 8300

Средняя погонная плотность энерговыделения в твэле,

Вт/см 37,6

Полное количество D2O в контуре теплоносителя, т 158

Температура теплоносителя на выходе из канала, 0С 293

Температура теплоносителя на входе в канал, 0С 249

Среднее давление в выходном коллекторе, МПа 9,0

Полная тепловая мощность, МВт 1744

Электрическая мощность нетто, МВт 508

Тепловой КПД, % 29,1

Перечислим основные особенности этих реакторов: топливо на основе естественного U, тяжеловодный замедлитель, тяжеловодный теплоноситель с высоким давлением, двухконтурная схема преобразования энергии, перегрузка топлива с обоих концов горизонтальных каналов, заполненных водой под давлением. Тяжеловодный замедлитель заполняет горизонтальный цилиндрический корпус диаметром 8 м, изготовленный из аустенитной нержавеющей стали (рис. 3). Через корпус параллельно оси цилиндра проходят 390 циркалоевых труб. Эти трубы с водой под давлением (топливные каналы) изготовлены из циркалоя-2 или сплава Zr — 2,5% Nb. Топливные каналы установлены внутри труб, соосно им, с герметичным кольцевым зазором, заполненным азотом. Каждый канал с обоих концов при помощи развальцовки присоединен к опорным цапфам, которые удерживаются в подшипниках скольжения на торцах цилиндрического корпуса.

Тяжеловодный теплоноситель, который, как и в PWR, находится под высоким давлением, чтобы предотвратить кипение, циркулирует через топливные каналы и теплообменники. Система отвода теплоты разделена на две идентичные параллельные петли, в каждой из которых установлено шесть кожухотрубчатых парогенераторов. Кроме определенного технического удобства, разделение контура на две петли имеет определенные преимущества с точки зрения безопасности, поскольку при разрыве одной петли первого контура количество образовавшегося пара будет в 2 раза меньше. Контур с теплоносителем содержит около 160 т тяжелой воды, температура которой на входе и выходе 250 и 293 0С соответственно. 280 т тяжеловодного замедлителя циркулирует при атмосферном давлении через корпус реактора и внешний теплообменник с температурой около 60 °С. Внутри корпуса установлены форсунки, через которые разбрызгивается вода, охлаждающая части корпуса, не заполненные замедлителем.

Реакторы Pickering загружены естественным U в форме холодно-прессованных спеченных таблеток из UO2, имеющих диаметр 14,3 мм. Эти таблетки размещены в циркалоевых оболочках, толщина стенки оболочки составляет 0,4 мм. Каждая таблетка с одного из торцов имеет вогнутую тарельчатую форму, позволяющую свободно расширяться в аксиальном направлении. Короткая топливная кассета длиной 495 мм содержит 28 цилиндрических твэлов (рис. 4). Дистанционирование твэлов внутри кассеты и кассет внутри топливных каналов обеспечивается циркалоевыми прокладками, приваренными к кожуху кассеты. В каждом канале установлено 12 кассет друг за другом вдоль его оси. Конструкция кассеты позволяет свести к минимуму количество конструкционных материалов и тем самым обеспечить максимально эффективный баланс нейтронов.

1.4.2. Газоохлаждаемые реакторы

Реактор с графитовым замедлителем имеет более длинную историю, чем любой другой тип реакторов, поскольку первая критическая сборка, построенная под руководством Энрико Ферми в Чикаго в декабре 1942 г., представляла собой реактор с графитовым замедлителем на естественном уране.

Газоохлаждаемые реакторы с графитовым замедлителем прошли последовательно три стадии развития. На первом этапе был создан реактор на естественном металлическом уране с СО2 - теплоносителем (реактор типа Magnox в Великобритании и реакторы типов G2 и EDF1 во Франции). На втором этапе началось строительство реакторов с обогащенным ураном в виде UО2 с СО2-теплоносителем (усовершенствованные газоохлаждаемые реакторы в Великобритании). Наконец, третий этап характеризуется развитием высокотемпературных реакторов с высокообогащенным керамическим топливом и гелиевым теплоносителем (высокотемпературный реактор OECD Dragon, ториевый высокотемпературный реактор в ФРГ и HTGR Fort St. Vrain, США).

Для всех этих реакторов используется двухконтурная схема передачи теплоты, хотя высокотемпературный реактор может работать и с одноконтурным прямым циклом с гелиевой газовой турбиной.

Развитие реакторов типа Magnox в Великобритании началось со строительства в Виндскэйле реактора на естественном уране для наработки плутония. Использование естественного урана ограничивает выбор замедлителя бериллием, тяжелой водой и графитом. Выбор был остановлен на графите благодаря его доступности. Охлаждение легкой водой, как в реакторе для производства плутония в Хзнфорде, США, было отвергнуто из-за сложности конструкции и ухудшения баланса нейтронов в реакторе. Первый реактор, построенный в Виндскэйле, охлаждался воздухом, принудительно циркулирующим при атмосферном давлении. Однако для охлаждения энергетических реакторов, мощность тепловыделения в которых значительно выше, необходимо было использовать газ с высоким давлением. В качестве такого теплоносителя был выбран углекислый газ (СО2), обладающий некоторыми привлекательными свойствами: относительно низкой стоимостью, низким поглощением тепловых нейтронов и слабым взаимодействием с графитом при температурах, характерных для реактора с металлическим урановым топливом. Низкое поглощение нейтронов важно не только с точки зрения баланса нейтронов, но также и для предотвращения возможности больших изменений реактивности при внезапной декомпрессии первого контура. Совместимость теплоносителя с замедлителем позволяет активную зону разместить внутри единого корпуса с высоким давлением.

1.4.3. Реакторы на естественном уране с графитовым замедлителем (Magnox)

Теплоносителем реактора типа Magnox является углекислый газ с давлением 2 МПа. Он циркулирует через активную зону, которая включает замедлитель, изготовленный из графитовых блоков с отверстиями для прохода теплоносителя и размещения топливных элементов. Топливные элементы представляют собой стержни из естественного урана в оболочке из магниевого сплава, известного как Magnox – отсюда и название реактора. Так как этот сплав слабо поглощает нейтроны, то в качестве топлива стало возможным использовать естественный, а не обогащенный уран. Типичная активная зона реактора имеет диаметр 14 м, высоту 8 м. Теплоноситель на выходе из активной зоны подогрет до 400ºС. Из активной зоны теплоноситель направляется к парогенератору, а затем обратно к газовому циркуляционному насосу реактора. В ранних проектах реакторов Magnox корпус давления, содержащий активную зону, изготавливался из стали. В более поздних проектах корпус давления комбинировали с защитой из предварительно напряженного бетона, внутри которого размещались теплообменники. Реакторы Magnox построены в Великобритании, Франции, Италии и Японии. Они успешно эксплуатируются в отдельных случаях уже около 25 лет. Эффективность парового цикла реакторов составляет 31%. Хотя реакторы типа Magnox надежны и успешно эксплуатируются длительный срок, они имеют свои недостатки. Главный из них – сравнительно малое энерговыделение на единицу объема активной зоны. Это ведет к большим объемам активной зоны, большим затратам на топливо и капитальным затратам.

Первой промышленной энергоустановкой с реакторами типа Magnox была атомная электростанция Calder Hall с четырьмя реакторными блоками, пущенная в 1956 г. В течение следующих 11 лет в Великобритании было построено 10 АЭС с 24 реакторами этого типа с полной установленной мощностью 5000 МВт (эл.). На всех этих АЭС, кроме двух, применялись большие сферические корпуса реакторов, сделанные из нержавеющей стали, а на последних двух АЭС, в Олдбури и Вильфе, корпуса реакторов были сделаны из предварительно напряженного бетона такого же типа, как в первом газоохлаждаемом реакторе, построенном в Mapкуле во Франции. При такой конструкции активная зона и теплообменники размещаются внутри корпуса реактора в единой интегральной компоновке.

Тепловой КПД реактора на естественном металлическом уране не превышает 30%.

На рис. 1. показана схема компоновки первого контура реактора на АЭС в Вильфе. Диаметр внутренней сферической поверхности бетонного корпуса равен 293 м, а минимальная толщина бетонной стенки корпуса составляет 3,3 м. Внешний профиль корпуса представляет собой ряд цилиндрических поверхностей. Предварительное сжатие бетона осуществляется тремя системами металлических стяжек.

1.4.4. Улучшенные реакторы с газовым охлаждением (AGR)

Малая объемная плотность энерговыделения, низкие рабочие температуры и давления в АЭС с реактором и Magnox привели к разработке в Великобритании улучшенной конструкции реактора – AGR.

Как и реакторы типа Magnox, реакторы AGR используют углекислый газ в качестве теплоносителя, но давление его не превышает 4 МПа, а температура на выходе из активной зоны – 650ºС. Чтобы достичь этих повышенных параметров, пришлось пойти на радикальные изменения в конструкции топливного элемента. Топливо заменено на диоксид урана, таблетки из которого помещены в тонкостенные трубки из нержавеющей стали с небольшим оребрением внешней поверхности. Высокие температуры потребовали использование нержавеющей стали в качестве материала оболочки. Такая оболочка является сильным поглотителем нейтронов, по сравнению со сплавом Magnox. Поэтому пришлось пойти на обогащение урана в топливе до 2,3% 235U. Конструкционно реакторы AGR аналогичны реакторам Magnox в области газовой циркуляционной системы. Парогенераторы помещаются внутри корпуса из предварительно напряженного бетона. Поскольку углекислый газ в реакторах AGR имеет высокую температуру, парогенераторы могут быть спроектированы таким образом, чтобы производить пар с параметрами, характерными для наиболее эффективных электростанций на ископаемом топливе, т. е. при давлении 17 МПа и температуре 560ºС. В результате этого, эффективность парового цикла AGR достигает 40%, что является наивысшей эффективностью для функционирующих в настоящее время ядерных реакторов.

Конструкция реактора AGR компактная и экономичная.

Как уже отмечалось выше, усовершенствованный газоохлаждаемый реактор AGR является представителем второго поколения энергетических реакторов в Великобритании. Реакторы типа AGR имеют следующие особенности.

1.  Обогащенное оксидное топливо, расположенное в хвалах со стальной оболочкой. Твэлы установлены в кассетах по 36 шт. в каждой. Средняя удельная энергоиапряженность топливной сборки составляет 12,5 МВт (т.) на 1 т U.

2.  Тепловой КПД около 40% обеспечивается использованием в качестве теплоносителя двуокиси углерода с давлением 4,2 МПа и температурой на выходе из активной зоны 650 С.

3.  Использование современной парогенерирующей установки с параметрами пара 17 МПа и 540 С.

4.  Корпус реактора изготовлен из предварительно напряженного бетона. Внутри корпуса расположены активная зона, защита, парогенераторы и газодувки. Над активной зоной внутри корпуса установлен стальной купол, обеспечивающий поступление холодного газа в активную зону для поддержания температуры графитового замедлителя на уровне, при котором запасенная под действием радиации энергия в графите и изменение размеров графитовых блоков минимальны.

5.  Перегрузка топлива под нагрузкой с помощью более простой по конструкции перегрузочной машины, чем машина, используемая в реакторах Magnox. Максимальная глубина выгорания топливаМВт·сут/т.

Несмотря на успешную работу прототипа реактора типа AGR в Виндэйле который начал функционировать в 1962 г., возникшие неожиданные проблемы привели к ощутимой задержке в осуществлении программы строительства реакторов AGR, в частности первой из запланированных станций Dungeness В. Большая часть этих проблем возникла при масштабировании реактора-прототипа мощностью 33 МВт (эл.) до полномасштабной системы мощностью 625 МВт (эл.). (шумы и вибрация в реакторе и коррозия в парогенераторе ).

Первые две АЭС с AGR, Hinkley Point В и Hunterston В начали работать в 1976 г.

А. з. состоит из 324 каналов под кассеты, каждая кассета состоит из 36 твэлов.

1.4.5. Реакторы HTGR

Реакторы HTGR являются еще одним усовершенствованным типом газоохлаждаемого реактора.

В HTGR в качестве замедлителя используется графит, а теплоносителем является гелий. Гелий – инертный газ, который не вступает в химическое взаимодействие с графитом даже при высоких температурах. Поэтому на выходе из реактора теплоноситель может иметь более высокую температуру, чем в AGR. Разработаны два прототипа реактора – с призматическими ТВС и шаровыми твэлами.

В HTGR применен торий-урановый цикл. Топливо призматической ТВС состоит из частиц высокообогащенного урана и ториевых частиц, являющихся воспроизводящим материалом. Делящиеся частицы, диаметром 200-800 мкм содержат высокообогащенный уран (93% 235U) или рециклированный 233U. Они покрыты пиролитическим углеродом и слоем карбида кремния толщиной 150-200 мкм. Частицы тория в виде ThO2 покрыты только пиролитическим углеродом. И те, и другие частицы диспергированы в графите и образуют твэлы стержневой геометрии. Полученные таким образом твэлы заключают в гексагональные призматические блоки графита, которые образуют гексагональные ТВС. ТВС, установленные друг за другом, образуют топливную колонну. Гелиевый теплоноситель проходит сверху вниз через вертикальные отверстия, предусмотренные в гексагональной ТВС.

Активная зона реактора имеет диаметр 8,5 м и высоту 6,3 м. Энергонапряженность активной зоны составляет 8,4 кВт/л. Что значительно ниже, чем в легководных реакторах. Тепловая схема аналогична AGR. Давление гелиевого теплоносителя поддерживается равным 5,1 МПа, температура на выходе активной зоны около 740ºС. Что позволяет получить КПД блока около 39%.

Другая конструкция HTGR – реактор с шаровыми твэлами. Активная зона реактора состоит из 675 000 шаровых твэлов диаметром 6 см каждый. Шаровые твэлы содержат делящийся и воспроизводящий материал в виде частиц из UO2 и ThO2, покрытых пиролитическим графитом. Засыпка шаровых твэлов осуществляется в цилиндрическую графитовую полость диаметром 5,6 м и высотой 6 м. Коническое днище полости заканчивается отверстием для разгрузки шаровых твэлов. Во время эксплуатации шаровые твэлы загружаются в активную зону непрерывно через отверстия в верхней части графитовой полости, проходят активную зону и также непрерывно выгружаются. Шаровые твэлы проходят через активную зону шесть-семь раз, пока выгорание не станет максимальным. Давление в первом контуре – 4 МПа. Газовый теплоноситель проходит активную зону сверху вниз и нагревается до 750ºС. КПД энергоблока составляет 40%.

Существует проект создания сверхтемпературного газоохлаждаемого реактора (VHTR) предназначен для получения высокотемпературной теплоты с температурой гелиевого теплоноси− 1000ºC, что дает возможность расширить область применения таких реакторов для газификации угля и термохимического разложения воды.

Атомная энергоустановка Fort St. Vrain, построенная фирмой Gulf General Atomic около Денвера, штат Колорадо, США, стала первым работающим полномасштабным энергетическим реактором высокотемпера-турного типа. На АЭС Fort St. Vrain установлен один реактор мощностью 822 МВт и электрической мощностью нетто 330 МВт. Реактор достиг критичности в феврале 1974 г. и начал работать на номинальном уровне мощности в 1979 г. К главным особенностям этой системы следует отнести: торий-урановый топливный цикл с топливом в виде частиц покрытиями; использование графита в качестве оболочек твэлов и замедлителя; гелиевый теплоноситель с температурой на выходе из активной зоны 770 °С; одноходовые модульные парогенераторы с интегральной компоновкой перегревателей пара; корпус из предварительно напряженного бетона.

Активная зона реактора имеет цилиндрическую форму высотой 4,75 м и диаметром 6 м (рис. 10.). Она окружена графитовым отражателем толщиной 1 м на верхнем торце и 1,2 м на нижнем торце и на боковых поверхностях. Активная зона набрана из 247 вертикальных топливных сборок, каждая из которых содержит шесть элементов, установленных друг над другом вдоль вертикальной оси. Эти элементы длиной 0,79 м имеют призматическую форму с гексагональным поперечным сечением шириной граней 036 м. Для организации перегрузки топлива активная зона разделена на отдельные зоны, каждая из которых, кроме нескольких зон на границе, содержит семь топливных сборок.

Топливные стержни установлены в 210 вертикальных каналах, проходящих через каждый гексагональный графитовый блок. Реактор имеет 74 стержня регулирования, перемещающихся попарно.

Перегрузка топлива осуществляется при остановленном реакторе. Одновременно заменяется 1/6 часть топливной загрузки. Реактор Fort St Vrain начал работать в режиме открытого топливного цикла без переработки 233U.

1.5.  Реакторы-бридеры с быстрым спектром нейтронов

1.5.1. Атомные электростанции с натриевым теплоносителем

Жидкометаллический теплоноситель может использоваться в реакторах, как на тепловых, так и на быстрых нейтронах, в последнем случае коэффициент воспроизводства ядерного горючего больше единицы. Преимущество такого теплоносителя – возможность работы при низких давлениях (0,5 МПа) в первом контуре. Значительная в сравнении с водным и газовым теплоносителями плотность жидких металлов позволяет перекачивать малые объемы, т. е. уменьшать диаметр трубопроводов и расходы на собственные нужды, а также обеспечивать высокий коэффициент теплоотдачи от поверхности оболочки твэла к теплоносителю, что позволяет при той же температуре оболочки получать более высокие температуры теплоносителя. Пока для АЭС используется в качестве теплоносителя жидкий натрий, но рассматриваются и исследуются варианты использования эвтектических сплавов Na-K, Pb-Bi, а также Hg.

Жидкометаллический теплоноситель значительно осложняет оборудование АЭС и выдвигает довольно большое число инженерно-технических проблем. Поэтому АЭС с жидкометаллическими теплоносителями разрабатывают только применительно к быстрым реакторам – размножителям.

Одно из преимуществ жидкого натрия как теплоносителя – возможность создать высокое удельное энерговыделение в активной зоне, что приводит к уменьшению ее размеров. В связи с этим вероятность вылета нейтронов из активной зоны относительно велика и может достигать 30%. Эти нейтроны используются для воспроизводства топлива, для чего активная зона окружается воспроизводящим экраном, содержащим обедненный (отвальный) уран. Еще одно преимущество жидкого натрия как теплоносителя - возможность работы при высоких температурах. Это требует оболочек из стали 08Х18Н10Т, но позволяет использовать пар высоких параметров.

Жидкий натрий как теплоноситель выдвигает ряд требований к оборудованию и его эксплуатации. Температура плавления натрия 97ºС, поэтому для пуска станции необходим предварительный разогрев всего оборудования и трубопроводов. В зависимости от тепловой схемы пуск станции может потребовать от трех до пяти недель.

Если натрий радиоактивен, то бурная реакция его с водой может иметь особенно негативные последствия. В связи с этим обязателен промежуточный натриевый контур. Давление в промежуточном контуре поддерживается большим, чем в первом контуре. Тем самым обеспечивается отсутствие радиоактивности в промежуточном контуре, т. е. исключается контакт воды с радиоактивным натрием при появлении протечек между контурами.

Оборудование первого и промежуточного натриевых контуров существенно отличаются от применяемого при других теплоносителях. Так, в системе трубопроводов должны быть предусмотрены установки для очистки натрия от окислов и гидридов, так называемые холодные ловушки, обеспечивающие охлаждение некоторой части теплоносителя до температур, при которых оксиды выпадают в осадок и могут быть отфильтрованы.

Особые требования предъявляются к арматуре и циркуляционным насосам. Арматура при использовании натриевого теплоносителя должна быть кованной для предупреждения межкристаллической коррозии. Учитывая высокую теплопроводность натрия, приходится выдвигать такое требование, как стойкость арматуры против теплового удара, а малая вязкость натрия требует применения для арматуры твердых материалов, препятствующих задиранию.

Важное требование к арматуре для жидких металлов – отсутствие утечек через сальники. Оно обусловлено высокой стоимостью жидкости, а также тем, что протечка даже небольшого количества натрия опасна с точки зрения возникновения пожара и т. д. Обычные набивки в данном случае нестойки при высоких температурах, поэтому переходят к бессальниковым конструкциям со специальными уплотнениями иногда в комбинации с замораживаемыми уплотнителями и сальниками.

Относительная сложность эксплуатации АЭС с жидкометаллическим теплоносителем и наиболее высокая их стоимость побуждают вести поиск и других теплоносителей для реакторов на быстрых нейтронах. К их числу относятся, например, предложения использовать в качестве теплоносителя гелий.

1.5.2. АЭС с реактором БН-350

АЭС с реактором БН-350 в г. Актау (Шевченко) работала с 1973 по 2000гг. Остановлена по политическим причинам.

Из за большого объема этот материал размещен на нескольких страницах: 1 2 3