|
Главная | Контакты: Факс: 8 (495) 911-69-65 | | ||
Газоохлаждаемыми реакторамиУспешная эксплуатация опытных высокотемпературных реакторов с гелиевым теплоносителем и строительство прототипов крупных энергоустановок с реакторами ВГР явились толчком к разработкам одновременно во многих промышленно развитых странах газоохлаждаемых реакторов-размножителей на быстрых нейтронах (БГР). Другой причиной появления конкурирующего с жидкометаллическими натриевыми реакторами БН направления развития реакторов БГР явились определенные трудности в освоении промышленных реакторов БН. В материалах Женевской конференции по мирному использованию атомной энергии в докладе Карлоса, Фритиса и Лиса и в работе М. Донне были сделаны попытки сопоставления характеристик реакторов БГР и БН. Впервые в мире на совещании экспертов МАГАТЭ по перспективам развития реакторов БГР в 1972 г. в Минске советскими специалистами А. К. Красиным, Н. Н. Пономаревым-Степным, С. М. Фейнбергом были поставлены задачи по созданию газоохлаждаемых реакторов-размножителей с временем удвоения топлива примерно четыре-пять лет. При таком времени удвоения топлива открывается возможность увеличения темпов развития АЭС в стране при запланированных потребностях в урановом сырье (11]. Условием получения столь малого времени удвоения топлива в реакторах-размножителях является использование карбидного ядерного топлива, высокие объемная плотность теплового потока в активной зоне и давление теплоносителя. В дальнейшем эти концепции были воплощены в разработки проектов реакторов-размножителей с газовым охлаждением [12]. Известно несколько конструкций кассет с керамическими микротвэлами для газоохлаждаемых реакторов-размножителей, в которых используется принцип продольно-поперечного омы-вания [10]. Во всех предлагаемых вариантах имеется полость, ограниченная перфорированными стенками и заполненная микротвэлами. Площадь прохода гелия через топливные слои микротвэлов на порядок больше всей площади поперечного сечения активной зоны, а толщина топливного слоя составляет 5 10% высоты активной зоны. Следует отметить, что зависимости (4.5)—(4.9) для чисел Re=1024-103 количественно достаточно удовлетворительно согласуются между собой, несмотря на значительную разницу в показателе степени при числе Re. Однако все эти данные относятся к весьма малым числам Re, практически на порядок ниже ожидаемых чисел Re в активных зонах газоохлаждаемых реакторов с шаровыми твэлами. Приведенный материал достаточно убедительно подтверждает перспективность развития нового направления в атомной энергетике — высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов на тепловых нейтронах ВГР и реакторов-размножителей на быстрых нейтронах БГР с шаровыми твэлами и микротвэлами. 4. Гурьев В. В. Использование газоохлаждаемых реакторов в металлургии и химической промышленности (реферат).— «Атом:ная техника за рубежом», 1972, № 11, с. 9. 13. Костиков Л. Е., Лозовецкий В. В., Перевезенцев В. В. Состояние и перспективы развития топлива и твэлов для высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов (обзор).— «Атомная техника за рубежом», 1976, № 9, с. 17. газоохлаждаемые реакторы с газовым охлаждением на тепловых и быстрых нейтронах с теплоносителем гелием, давление которого воспринимается общим корпусом. Замедлителем тепловых газоохлаждаемых реакторов является графит. Использование атомных реакторов в качестве источников теплоснабжения стало возможным благодаря созданию высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов (рис. 12.9). В развитии ядерной энергетики, по-видимому, можно выделить два основных этапа: 1) до конца текущего века — применение на АЭС реакторов на тепловых нейтронах, 2) в будущем веке — переход на промышленное использование других типов реакторов, в том числе высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов (ВТГР). На базе ВТГР могут быть созданы крупные системы энергоснабжения, ратуре и высокой чистоты топлива. Как следствие этого, разработка твэлов газоохлаждаемых реакторов потребовала больших усилии. В эксплуатируемых в настоящее время реакторах HTGR используются таблетки диаметром 100 мм из карбидов урана и тория, покрытые несколькими слоями пиролитического углерода, являющегося барьером для продуктов деления. Эти таблетки загружаются в графитовые блоки, через которые прокачивается поток гелия отдельно от потока теплоносителя. Поток гелия служит для вывода газообразных продуктов деления, обеспечивая очень тщательный контроль за продуктами деления. В газоохлаждающих реакторах утечка радиоактивности должна .быть малой, возможно даже равной нулю. ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНЫМИ ГАЗООХЛАЖДАЕМЫМИ РЕАКТОРАМИ С ШАРОВЫМИ ТВЭЛАМИ 3. Некоторые инженерные аспекты создания АЭС с высокотемпературными газоохлаждаемыми реакторами (обзор).— «Атомная техника за рубежом», 1975, № 7, с. 3. Авт.: В. П. Сметанников, А. Н. Обухов, А. М. Епи-натьев, Г. П. Горошкин. Введение. Перспективы развития ядерных энергоустановок с высокотемпературными газоохлаждаемыми реакторами с шаровыми твэлами................* Кроме двухконтурных АПТУ с водой в качестве теплоносителя первого контура строятся двухконтурные АПТУ с газоохлаждаемыми реакторами Для судов и локомотивов средних размеров могут применяться ЯЭУ с газоохлаждаемыми реакторами на быстрых нейтронах с турбинами на различных рабочих телах. Тепловой КПД их примерно одинаков — 19—22%, удельный вес с минимальной защитой механизмов от излучений составляет от 5,5 до 7,1 кг/кВт, диаметр вместилища для ЯЭУ — 1,5—1,6 м, мощность — порядка 2700—2800 кВт. Расчетам новых типов высокотемпературных реакторов на тепловых и быстрых нейтронах посвящена книга «Проектирование энергетических установок с высокотемпературными газоохлаждаемыми реакторами» под редакцией чл.-корр. АН СССР И. Я- Емельянова, выпущенная Энергоиздатом в 1981 г. Вопросы теплообмена и гидродинамики, методы теплофизического расчета реакторов, охлаждаемых диссоциирующим газом, изложены в серии книг, написанных специалистами ИЯЭ АН БССР под редакцией чл.-корр. АН БССР В. Б. Нестеренко и изданных в 1978—1982 гг. 9. Сметанников В. П., Ганев И. X., Колганов В. Д. Проектирование энергетических установок с высокотемпературными газоохлаждаемыми реакторами/ Под ред. И. Я. Емельянова. М.; Энергоиздат, 1981. 16. Сметанников В. П., Ганев И. X., Колганов В. Д. Проектирование энергетических установок с высокотемпературными газоохлаждаемыми реакторами / Под ред. И. Я. Емельянова. М.: Энергоиздат, 1981. С ГАЗООХЛАЖДАЕМЫМИ РЕАКТОРАМИ 1.1. Анализ зарубежных и отечественных проектных разработок АЭС с газоохлаждаемыми реакторами на быстрых нейтронах.............16 Двухконтурные схемы применяют в большинстве ядерных энергетических установок. По этой схеме работают Ново-Воронежская АЭС, установка атомного ледокола «Ленин», английские станции с газоохлаждаемыми реакторами, американские АЭС с водо-водяными реакторами и другие. На многих строящихся и проектирующихся установках также применена двухконтурная схема. Рекомендуем ознакомиться: Геометрическим характеристикам Геометрическим сложением Геометрически подобными Геометрической интерпретации Геометрической структуры Геометрическое представление Геометрического параметра Геометрическую прогрессию Гарантирует выполнение Геометрии поверхности Герметически закрывающуюся Герметичного соединения Герметичность соединений Герметичности соединений Герметизирующие материалы |