1.2.  Тепловые контуры атомных станций

Атомные электрические станции отличаются не только по типу реакторов, и материалов теплоносителя, но и по устройству тепловых контуров.

Назначение теплоносителя – отводить тепло, выделившееся в реакторе при высвобождении внутриядерной энергии. Для предотвращения любых отложений на тепловыделяющих элементах необходима весьма высокая чистота теплоносителя, поэтому для него необходим замкнутый контур. Еще одна причина замкнутости контура – в результате прохода через реактор теплоноситель активируется и его протечки, не говоря уже о полном сбросе (разомкнутом цикле), могли бы создать серьезную радиационную опасность. Поэтому основная классификация атомных станций зависит от числа контуров в ней.

Выделяют АЭС одноконтурные, двухконтурные, неполностью двухконтурные и трехконтурные. Если контуры теплоносителя и рабочего тела совпадают, то такую АЭС называют одноконтурной. В реакторе происходит парообразование, пар направляется в турбину, где, расширяясь, производит работу, превращаемую в генераторе в электроэнергию. После конденсации всего пара в конденсаторе конденсат насосом подается снова в реактор. Таким образом, контур рабочего тела является одновременно контуром теплоносителя, а иногда и замедлителя, и оказывается замкнутым. Реактор может работать как с естественной, так и с принудительной циркуляцией теплоносителя по дополнительному внутреннему контуру реактора, на котором установлен соответствующий насос.

Если контуры теплоносителя и рабочего тела (пара) разделены, то такую АЭС называют двухконтурной.

Соответственно контур теплоносителя называют первым, а контур рабочего тела – вторым. В таких схемах реактор охлаждается теплоносителем, прокачиваемым через него и парогенератор циркуляционным насосом. Образованный таким образом контур теплоносителя является радиоактивным, но он включает в себя не все оборудование станции, а лишь его часть. Если парообразование теплоносителя в реакторе отсутствует, то в систему первого контура вводится компенсатор объема, так как объем теплоносителя зависит от температуры, изменяющейся в процессе работы. Пар из парогенератора поступает в турбину, затем в конденсатор, а конденсат из него насосом подается в парогенератор. Образованный таким образом второй контур включает оборудование, работающее в отсутствии радиационной активности, это упрощает эксплуатацию станции. На двухконтурной станции обязательна парогенерирующая установка – элемент, разделяющий оба контура, поэтому она в равной степени принадлежит как первому, так и второму. Передача тепла через поверхность нагрева требует перепада температур между теплоносителем и кипящей водой в парогенераторе. Для водного теплоносителя это требует поддержания в первом контуре более высокого давления, чем давление пара, подаваемого на турбину. Стремление избежать в первом контуре закипания теплоносителя в каналах реактора приводит к необходимости иметь здесь давление, существенно превышающее давление во втором контуре. Соответственно тепловая экономичность такой станции всегда меньше, чем одноконтурной с тем же давлением в реакторе. Однако в действительности экономичность циклов практически одинакова, что обусловлено необходимостью принятия в одноконтурной схеме специальных мер против удаления продуктов коррозии сталей из воды, поступающей на турбину (регенеративный подогрев).

Атомная станция может работать как не полностью двухконтурная (или частично двухконтурная). В этом случае имеется как самостоятельный первый контур теплоносителя, так и совмещенный контур теплоносителя с собственно вторым контуром. Пар, образовавшийся в реакторе, осушается в барабане-сепараторе, поступает в парогенератор, конденсируется в нем и смешивается с реальной водой. Циркуляционный насос возвращает теплоноситель в реактор. Образовавшийся в парогенераторе насыщенный пар поступает для перегрева в реактор и поэтому является не только рабочим телом, но и теплоносителем. Далее пар проходит по всему второму контуру, который тем самым оказывается совмещенным с первым, но только в его паровой, наименее радиоактивной, части.

Существуют теплоносители, попадание в которые пара или воды вызывает бурное химическое взаимодействие. Это может создать опасность выброса радиационно-активных веществ из первого контура в обслуживаемые помещения. Таким теплоносителем является, например, жидкий натрий. Поэтому создают дополнительный (промежуточный) контур, с тем, чтобы даже в аварийных ситуациях можно было избежать контакта радиоактивного натрия с водой или водяным паром. Такие АЭС называются трехконтурными.

Основные типы энергетических реакторов

1.3.  Реакторы-конверторы с тепловых спектром нейтронов

1.3.1. Легководные реакторы

В настоящее время в ядерной энергетике наибольшее распространение получили легководные реакторы двух типов: реакторы с водой под давлением и реакторы с кипящей водой. В легководных реакторах используется обогащенное урановое топливо, что позволяет использовать в активной зоне более широкий ассортимент конструкционных материалов, в том числе обычную воду, одновременно служащую замедлителем и теплоносителем. Вырабатываемая в реакторе теплота воспринимается водой первого контура, работающего при высоком давлении. Отсюда теплота передается теплоносителю второго контура, в парогенераторе которого производится пар, приводящий в движение турбогенератор. Реакторы этого типа являются наиболее мощными из используемых ныне 1300 МВт (эл.).

1.3.2. Реакторы с водой под давлением

Реакторы с водой под давлением появились в начале 50 годов как разработка двигательной установки для подводных лодок. Теплота, вырабатываемая в активной зоне реактора, передается от твэлов теплоносителю первого контура - воде. Циркуляция воды в первом контуре обеспечивается циркуляционными насосами. Из реактора вода поступает в парогенераторы, где отдает свое тепло во второй контур. Получаемый во втором контуре пар приводи в действие турбогенератор. Отработавший в турбине пар направляется в конденсатор. Откуда сконденсированная вода возвращается обратно в парогенератор. Теплота, выделяющаяся в конденсаторе, передается воде, которая идет на сброс в открытый водоем.

Наиболее известными реакторными установками с водой под давлением являются PWR и ВВЭР.

Реактор ВВЭР

Для двухконтурной АЭС основным серийным блоком в настоящее время является в России ВВЭР-1000 и его современные модификации с мощностью 1млн. кВт.

Главный корпус здания, для размещения реактора состоит из двух частей: реакторно-парогенераторного и турбинного цехов. Реакторно-парогенераторный цех двухконтурной АЭС располагается внутри герметичной железобетонной оболочки. Для реактора ВВЭР-100 диаметр ее цилиндрической части составляет 47,7м, а ее высота – 67,5м. В верхней части она перекрыта сферическим куполом. Оболочка обеспечивает биологическую защиту и локализацию радиоактивности в нормальной эксплуатации. Кроме того, внутри оболочки реактор и парогенератор разделяются круговой железобетонной стеной толщиной 1-1,5 м, предназначенной для биологической защиты.

Реактор располагается в железобетонной шахте, являющейся фундаментом для него и биологической защитой. Для перегрузки топлива между крышкой и верхним защитным колпаком реактора предусмотрен бассейн перегрузки.

Перегрузка топлива производится ежегодно, сменой 1/3 первоначальной загрузки топлива, для чего необходимо снять крышку остановленного реактора. Поэтому над реактором предусматривается мостовой кран, а в реакторном зале - место для установки крышки реактора и небольшой бассейн выдержки для приема выгружаемых кассет имеющий специальную систему для отвода остаточного тепловыделения.

Число петель охлаждения реактора ВВЭР-1000 равно 4. Циркуляция теплоносителя осуществляется главными циркуляционными насосами.

На первых реакторах типа ВВЭР кроме ГЦН на петлях установлены задвижки для отключения и ремонта оборудования петли, в частности, парогенератора отключенной петли. Практика показала невозможность ремонта отключенной петли в связи с протечками через первоначально плотную задвижку. Поэтому никакой арматуры на петлях не применяют, а при необходимости ремонта на какой-нибудь петле реактор останавливают. Следует также отметить, что задвижка на петле диаметром 550 мм и тем более 850 мм, по существу, является не арматурой, а вспомогательным устройством, которое само может быть источником аварийности. Основные гидравлические характеристики реакторных контуров приведены в табл.16.

Таблица 3

Технические характеристики ВВЭР-1000

Для управления реактором существует система СУЗ, используемая в сочетании с борным регулированием. Следствием борного регулирования является использование специального калий-аммиачного водного режима в реакторе, что снижает коррозию сталей реакторного контура и снижает интенсивность радиолиза воды за счет водорода, получаемого вследствие радиационного разложения аммиака, не допуская, при этом, слишком большой концентрации водород, вызывающей наводораживание сталей и их охрупчивание.

Реактор ВВЭР корпусного типа. Серьезным недостатком такого реактора является то, что его корпус находится не только под весьма высоким давлением (до16 МПа), но и испытывает воздействие нейтронного потока, которое может вызвать охрупчивание стали.

Корпусные реакторы несколько осложняют операции по перегрузке топлива (требуется останов реактора и снятие его крышки), а также по их демонтажу и захоронению после окончания срока работы. Однако двухконтурная схема АЭС считается более надежной в эксплуатации.

В состав реакторной петли входят также парогенераторы. Для ВВЭР используются парогенераторы горизонтального расположения, в отличие от PWR.

Активная зона состоит из 61 регулируемых, 102 нерегулируемых кассет, из них при трехгодичной компании не более 54 кассет содержат пучки СВП.

Активная зона собирается установкой кассет в соответствии с картограммой загрузки в опорные стаканы шахты реактора.

Кипящие реакторы

Широкое распространение получила технология получения электрической энергии с помощью кипящих реакторов типа BWR. Кипящие реакторы отличаются от реакторов с водой под давлением тем, что генерируют пар непосредственно в активной зоне и не имеют для этого отдельных парогенераторов. Таким образом, они работают по одноконтурной схеме. Вода при давлении 7 МПа проходит через активную зону, и около 10% воды превращается в пар. Пар затем отделяется от воды в верхней части корпуса реактора. Причем вода возвращается в активную зону снизу, с помощью циркуляционных насосов, а пар из верхней части корпуса идет на паровую турбину. Пар из турбины пропускается через конденсатор, а конденсированная вода возвращается в корпус реактора. Плотность энерговыделения в активной зоне кипящего реактора составляет примерно половину от достигаемой в реакторах под давлением, но выше, чем в газоохлаждаемых реакторах. Топливные сборки содержат трубки (длина 3,6 м) из циркалоя с таблетками оксидного уранового топлива, имеющего обогащение, аналогичное ВВЭР. Каждая топливная сборка размещается в квадратном канале, изготовленном из циркалоя.

Преимуществом кипящих реакторов является отсутствие парогенераторов, одного из наиболее ненадежных элементов реакторов с водой под давлением. С другой стороны, одноконтурная схема имеет свои недостатки. В кипящем реакторе теплоноситель, проходя через паровую турбину и конденсатор, собирает на себя продукты коррозии, которые затем активируются в реакторе. Кроме того, в поток теплоносителя попадают малые количества радиоактивных веществ, выходящих из дефектных топливных сборок. Эти вещества включают РБГ – ксенон и криптон. Они удаляются с помощью системы выведения инертных газов в конденсаторе. Таким образом, кипящие реакторы эксплуатируются при наличии некоторых компонентов, находящихся в радиационном поле, чего нет в реакторах с водой под давлением. Следовательно, кипящие реакторы дают несколько большую дозу облучения для персонала. Другой трудностью существующих кипящих реакторов является растрескивание трубопроводов из нержавеющей стали в условиях коррозии под высокой нагрузкой. Эта трудность аналогична проблеме парогенераторов в реакторах под давлением.

Примером реактора с кипящей водой может служить реактор типа BWR/6, спроектированный фирмой General Electric для АЭС в Grand Gulf, штат Миссисипи. Электрическая мощность нетто каждого реактора 1250 МВт.

Конструкция активной зоны и корпуса реактора схематически изображена на рис. 18. Активная зона, парогенераторы и осушители пара размещены в корпусе, изготовленном из низколегированной стали. Корпус имеет съемную крышку. Его диаметр 6,4 м, а высота 22 м при номинальной толщине стенок 152 мм. Активная зона собрана из отдельных узлов, которые установлены на опорной перфорированной плите.

Верхняя плита, установленная над активной зоной, удерживает верхние концы твэлов. Активная зона окружена кожухом из нержавеющей стали, который вместе со стенкой корпуса реактора формирует кольцевой зазор. По этому зазору сверху вниз течет поток теплоносителя, поступающий затем в нагнетательную камеру под опорной плитой активной зоны. Из этой камеры теплоноситель поступает снизу вверх в активную зону. Принудительная циркуляция теплоносителя обеспечивается 24 водоструйными насосами, установленными в зазорах между кожухом и стенками корпуса реактора. Нагнетание воды в водоструйные насосы осуществляется двумя центробежными насосами, установленными во внешних петлях контура циркуляции теплоносителя. Расход воды через эти центробежные насосы составляет примерно третью часть полного расхода теплоносителя в контуре. Такая система обеспечивает циркуляцию теплоносителя с минимальным числом внешних петель и исключает использование движущихся частей конструкции внутри корпуса реактора.

После прохода через активную зону пароводяная смесь поступает в центробежные сепараторы, установленные над активной зоной. Здесь вода под действием центробежных сил отделяется от пара и через кольцевой зазор возвращается в циркулирующий поток теплоносителя. Пар проходит вверх в пароосушители, где содержание влаги в нем еще более снижается, а затем поступает в турбину. На выходе из активной зоны температура пара составляет 286°С, давление 7,3 МПа. Полная тепловая мощность, генерируемая в активной зоне реактора, равна 3833 МВт.

Стержни регулирования имеют крестообразную форму и управляются гидроприводом, расположенным под активной зоной. Сами стержни расположены в вертикальных зазорах между топливными кассетами (рис. 19). Частично введенные в активную зону стержни поглощают нейтроны, подавляя более высокую плотность энерговыделения в нижней части активной зоны.

Цилиндрическая активная зона собрана из 800 топливных сборок, установленных рядами в квадратной решетке, как показано на рис. 1.20. Каждая сборка состоит из набора цилиндрических твэлов, установленных в квадратной решетке 8X8. Оболочки твэлов изготовлены из циркалоя-2, а сборка заключена в кожух квадратного сечения из циркалоя-4. С обоих торцов кассеты установлены опорные пластины, нижняя из которых имеет входной патрубок, который вставляется в гнездо опорной конструкции и направляет поток теплоносителя к твэлам. Использование изолированных каналов для охлаждения твэлов позволяет индивидуально калибровать поток теплоносителя в каждом пучке твэлов в соответствии с плотностью энерговыделения в топливе. Топливо находится в твэлах в виде таблеток диаметром 10,6 мм. В каждой кассете установлены твэлы с различным обогащением топлива. Это позволяет уменьшить неравномерность тепловыделения внутри кассеты. Два стержня в центре кассеты не содержат топлива и заполнены водой ("водяные стержни"). Они обеспечивают дополнительное замедление нейтронов и тем самым уменьшают "выедание" потока нейтронов в центре кассеты. Компенсация уменьшения реактивности при выгорании топлива обеспечивается выгорающими поглотителями нейтронов (гадолинием), добавленными в топливные таблетки. Среднее обогащение топлива в кассете при равновесном топливном цикле составляет 2,2 - 2,8%.

Реактор РБМК

Для одноконтурных АЭС в России основным серийным реактором является канальный реактор типа РБМК. Он также относится к классу кипящих реакторов.

Габаритные размеры реакторов РБМК значительно больше, чем реактора ВВЭР, хотя их мощности одинаковы. Поэтому единого защитного колпака для всего реактора РБМК не делают, ограничиваясь несколькими отдельными герметичными блоками.

Особенностями реакторов РБМК являются канальная конструкция и графит в качестве замедлителя. По графитовой кладке вокруг каналов с тепловыделяющими сборками (ТВС) циркулирует азотно-гелиевая смесь для предотвращения перегрева графита. Канальный вариант не ставит ограничений по развитию мощности реактора и позволяет без останова, в процессе эксплуатации, вести ежесуточную замену двух-пяти ТВС, что является его большим преимуществом. Одноконтурная АЭС позволяет иметь в реакторе давления, близкие к давлению перед турбиной (7 МПа), т. е. существенно меньше, чем для двухконтурной АЭС. Однако недостатком РБМК является значительная разветвленность системы труб. Так, существует большое число распределительных групповых коллекторов (РГК), из которых выходят 836 нижних водяных коммуникаций (НВК). Образовавшаяся в активной зоне пароводяная смесь отводится пароводяными коммуникациями (ПВК), количество которых тоже 836, к барабанам-сепараторам. Осушенный в них пар направляется к турбине, а вода по опускной системе идет к ГЦН. Их установлено по 4 на каждой стороне реактора – 8 работающих и 1 резервный. Барабан-сепараторов всего 4 – по два на каждой стороне реактора.

Сам реактор РБМК располагается в бетонной шахте со значительными размерами – 21,6×21,6 м2 при высоте 25,5 м. Отличительными особенностями РБМК являются также большой объем кипящей воды и значительная аккумуляция теплоты в графите, что затруднило ликвидацию аварии на четвертом блоке Чернобыльской АЭС.

Основной конструкционный материал реакторного контура РБМК – аустенитная нержавеющая сталь. Конденсат на атомной электростанции с РБМК не борирован. Использовать борное регулирование на одноконтурной АЭС невозможно, так как бор легко выносится с паром и может вызвать коррозию проточной части турбины. Кроме того, расход бора был бы очень большим, так как он выводился бы на конденсатороочистке.

Малая степень обогащения первоначальной загрузки по 235U считается преимуществом РБМК, так как для ВВЭР выгружаемое топливо содержит делящихся изотопов столько же, сколько содержит топливо подпитки для РБМК. После Чернобыльской аварии, было признано необходимым увеличить обогащение по 235U для РБМК – в первоначальной загрузке до 2%, а в топливе подпитки – до 2,4%.

Большое число технологических каналов (1693) – это не только достоинство РБМК-1000, но и его недостаток – на выходе в каждый канал устанавливается регулировочная и запорная арматура, а вся система контура многократной принудительной циркуляции (КМПЦ) получается очень разветвленной с большим недренируемым участком.

КПД АЭС с РБМК меньше, чем КПД ВВЭР-1000. Это обусловлено тем, что для двухконтурных АЭС с ВВЭР-1000 устанавливаются регенеративные подогреватели высокого давления (ПВД), а для одноконтурных АЭС с РБМК-1000 ПВД не устанавливается для повышения надежности работы КМПЦ (предотвращения кавитации при входе в ГЦН).

Что касается предотвращения возможности выхода радиоактивности за пределы АЭС, то и в этом отношении ВВЭР имеют определенные преимущества. На ВВЭР имеется три «барьера», предотвращающих выход радиоактивности. Первый – оболочки твэл, изготовляемые из коррозионно-стойких циркониевых сплавов; второй – замкнутый реакторный контур; третий – общая защитная оболочка реакторного цеха. У РБМК имеется только один «барьера» из вышеперечисленных.

Некоторые технические параметры РБМК-1000 и ВВЭР-1000 приведены в табл.17.

Таблица 4

Технические характеристики реакторов ВВЭР-1000 и РБМК-1000

Энергоблоки с реакторами РБМК электрической мощностью 1000 МВт (РБМК-1000) находятся в эксплуатации на Ленинградской, Курской, Смоленской АЭС. Они зарекомендовали себя как надежные и безопасные установки с высокими технико-экономическими показателями. Если их специально не взрывать.

Можно увеличить мощность этих реакторов в 1,5 раза. Реакторы РБМК-1500 работали на Игналинской АЭС. Увеличение мощности в 1,5 раза при относительно небольших изменениях конструкции с сохранением размеров реактора является примером технического решения, дающего большой эффект.

ТВС в РБМК состоят из двух частей—нижней и верхней, каждая из которых содержит 18 твэлов стержневого типа из таблеток спеченной двуокиси урана, заключенных в оболочку из циркониевого сплава. Высота активной части топлива в твэле 3,5 м, общая высота активной зоны в РБМК 7,0 м. Диаметр твэла 13,5 мм. Расположение твэлов в ТВС с требуемым шагом (минимальный зазор между твэлами 1,7 мм) обеспечивается с помощью дистанционирующих решеток, состоящих из 19 ячеек, из которых 18 служат для дистанционирования твэлов, а центральная ячейка - для крепления решетки к каркасной трубке ТВС. Ячейки сварены между собой точечной сваркой в единую конструкцию.

Помимо топливных каналов в активной зоне РБМК имеется 179 каналов СУЗ. Стержни СУЗ предназначены для регулирования радиального поля энерговыделения (PC), автоматического регулирования мощности (АР), быстрой остановки реактора (A3) и регулирования высотного поля энерговыделения (УСП), причем стержни УСП длиной 3050 мм выводятся из активной зоны вниз, а все остальные длиной 5120 мм, вверх.

Обогащение по урану 235 сомтавляет 1,8-2,4 %

Характеристики РБМК

1.4.  Реакторная установка МКЭР -1500(Проект)

Особенности МКЭР-1500 — защитная гермооболочка, КПД — 35,2 %, срок службы 50 лет, обогащение 2,4 %, расход природного урана — 16,7 г/МВт·ч(э) (самый низкий в мире), позволяет производить изотоп кобальт-60, используемый в медицине на 5 млн Евро в год.

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