Реакторах охлаждаемых

Проведение ремонтов на реакторах канального типа требует более сложной технологии, чем на реакторах корпусного типа.

назначения реактора и типа используемого в нем горючего. В энергетических реакторах с U02 проблема в значительной степени сводится к изоляции горючего в реакторе. В канальных реакторах горючее изолировано, и взятие проб из отдельных каналов вне реактора дает информацию о месте повреждения. Для реактора корпусного типа задача усложняется. На сегодня предложено несколько схем поиска. Взятие проб вне реактора может комбинироваться с местным изменением мощности реактора путем перемещения регулирующих стержней. Системы про-боотбора из реактора связаны с большими неудобствами и затратами, чем в реакторах канального типа. Если конструкция реактора допускает работу на малой мощности с открытой крышкой, то могут использоваться улучшенные схемы пробоотбора в комбинации с местным изменением мощности или без такового.

Сплавы алюминия нашли ограниченное применение в системах водоохлаждаемых энергетических реакторов вначале как контейнеры для тяжелой воды (каландры) в реакторах канального типа с низкотемпературным замедлителем, таких, как CANDU-PWH, CANDU-BLW и SGHWR. Требования к алюминиевым сплавам при таком использовании не отличаются существенно от таковых в испытательных реакторах и приведены в нескольких цитируемых работах. Однако некоторые аспекты общей коррозии алюминия представляют интерес и для высокотемпературных водоохлаждаемых энергетических реакторов, так как иллюстрируют процессы, имеющие значение для этих систем.

В энергетических реакторах канального типа с электрической мощностью от 100 до 2000 МВт в качестве замедлителя нейтронов используется графит, а теплоносителем является пар. Генерация и перегрев пара в этих реакторах осуществляются с помощью тепловыделяющих элементов в отдельных каналах, число которых составляет от 1000 до 17 000 (рис. 2.3). Активная зона реакторов имеет цилиндрическую форму диаметром от 7000 до 15 000 мм и высотой от 6000 до 8000 мм. Усилия от веса каналов, графитовой кладки и защиты передаются на верхнюю и нижнюю сварные плиты высотой 600-^2000 мм, изготовленные из листовой низколегированной стали в виде перекрестных балок со сплошным или несплошным покрытием и системами герметизации. При эксплуатации эти плиты подвергаются действию статических весовых и повторных тепловых нагрузок. Корпус боковой защиты, практически не подвергается давлению.

В реакторах канального типа допускается, как указывалось, перегрев свежего пара в особых отсеках. В настоящее время по экономическим соображениям этот перегрев сравнительно невысок. Так, в реакторах типа РБМКП свежий пар перед турбиной при давлении около 6,5 МПа может нагреваться до температуры 723 К. Мощность таких реакторов уже сейчас может достигать 2000 МВт.

Широкое применение на АЭС нашли жалюзииные, демисторные, циклонные сепарационные элементы. Эти элементы применяются в реакторах канального типа, парогенераторах на АЭС с водоохлаждаемыми реакторами, а также в сепараторах и сепараторах-пароперегревателях турбоустановок. В последнее время отмечается тенденция наибольшего применения в качестве сепарационных элементов жалюзи. Сегодня известно около тридцати различных конфигураций жалюзийных сепарационных элементов (рис. 8.1). Форма сепарационных элементов весьма разнообразна. Следует отметить, что отечественные жалюзииные элементы имеют гладкую волновую поверхность (тип 2, рис. 8.1). Ряд зарубежных фирм использует жалюзи с выступами и углами на поверхности пластин. Предполагается, что поток пара во время прохождения в каналах жалюзи (типа 17, 18 и 28) будет турбулизирован и повысится эффективность осаждения мелких капель. Отдельные сепарационные элементы, хотя и образуют жалюзииные каналы, однако по форме своей непохожи на жалюзи.

Строительство АЭС в СССР в ближайшее время будет базироваться на реакторах двух типов — корпусного и канального. Корпусной реактор представляет собой стальной сосуд, внутри которого размещается активная зона, состоящая из объединенных в кассеты циркониевых трубок с двуокисью урана. Охлаждающая -вода, являющаяся одновременно замедлителем, прокачивается в двухконтурных схемах под давлением 120—180 кгс/см2, в кипящих одноконтурных — под давлением 60—80 кгс/см2. В канальных реакторах топливные элементы размещаются в трубах, через которые вода прокачивается под давлением. Большие мощности -свыше 1 тыс. кет) проще получить в реакторах канального тчпа. При меньших единичных мощностях корпусные реакторы требуют меньшим капитальных затрат. Их доля в ?Сщем строительстве АЭС е СССР з ближайшее пятилетие составит приблизительно треть, остальные две трети будут составлять АЭС с канальными реакторами [Л. 95].

Глубина выгорания и неравномерность энерговыделения в активной зоне. Из-за неравномерности нейтронного потока и несовершенства регулирования в активных зонах ядерных реакторов имеет место значительная неравномерность энерговыделения по высоте и диаметру зоны и по отдельным ТВС и твэлам. Поэтому локальные значения глубины выгорания топлива различаются между собой в несколько раз. Предельные (максимальные) значения амакс, на которые должна быть рассчитана работоспособность твэлов и ТВС, определяются с учетом неравномерности энерговыделения по активной зоне в целом. Отличие амакс от а в выгружаемом топливе зависит также от размера одновременно выгружаемой партии. Если будет выгружаться одновременно вся активная зона, тогда коэффициент неравномерности выгорания* топлива в чей будет максимальным. Но практически перегружается лишь часть активной зоны (например, в реакторах ВВЭР-440 1/3 зоны в год). В реакторах канального типа одновременно перегружается только несколько каналов. В этом случае неравномерность выгорания топлива в выгружаемых ТВС будет минимальной (~ 1,1—1,2) и величина амакс будет определяться в основном неравномерностью выгорания по высоте ТВС. В ТВС мощных реакторов типа PWR или ВВЭР, содержащих большое число твэлов (свыше 200), в отдельных группах твэлов проявляется не только осевая, но и радиальная неравномерность выгорания топлива, связанная с их расположением в сборке. Таким образом, средняя глубина выгорания является расчетной величиной, характеризующей энергетическую эффективность использования топлива в данном реакторе. Она может существенно отличаться от фактического максимального (минимального) значения а. Максимальная глубина выгорания амакс — это величина, определяющая требования к надежности и работоспособности твэлов и ТВС.

При тепловых расчетах ядерных реакторов более удобна для использования не массовая энергонапряженность топлива /, а объемная энергонапряженность Jv, которая выражает плотность энерговыделения, отнесенную к единице объема активной зоны (кВт/л). При определении Jv учитывается только тот объем ТВС и активной зоны в целом, в котором происходят тепловыделение, съем и отвод теплоносителем тепла от твэлов. В реакторах канального типа при расчетах Jv исключается объем, занимаемый замедлителем (графит, тяжелая вода) и органами управления. В корпусных водо-водяных реакторах учитывается объем, занимаемый активной (топливной) частью ТВС. Объемная энергонапряженность ядерного топлива в реакторе связана с массовой теплонапряженностью:

Глубина выгорания и неравномерность энерговыделения в активной зоне. Из-за неравномерности нейтронного потока и несовершенства регулирования в активных зонах ядерных реакторов имеет место значительная неравномерность энерговыделения по высоте и диаметру зоны и по отдельным ТВС и твэлам. Поэтому локальные значения глубины выгорания топлива различаются между собой в несколько раз. Предельные (максимальные) значения амакс, на которые должна быть рассчитана работоспособность твэлов и ТВС, определяются с учетом неравномерности энерговыделения по активной зоне в целом. Отличие амакс от а в выгружаемом топливе зависит также от размера одновременно выгружаемой партии. Если будет выгружаться одновременно вся активная зона, тогда коэффициент неравномерности выгорания * топлива в чей будет максимальным. Но практически перегружается лишь часть активной зоны (например, в реакторах ВВЭР-440 1/3 зоны в год). В реакторах канального типа одновременно перегружается только несколько каналов. В этом случае неравномерность выгорания топлива в выгружаемых ТВС будет минимальной (~ 1,1—1,2) и величина амакс будет определяться в основном неравномерностью выгорания по высоте ТВС. В ТВС мощных реакторов типа PWR или ВВЭР, содержащих большое число твэлов (свыше 200), в отдельных группах твэлов проявляется не только осевая, но и радиальная неравномерность выгорания топлива, связанная с их расположением в сборке. Таким образом, средняя глубина выгорания является расчетной величиной, характеризующей энергетическую эффективность использования топлива в данном реакторе. Она может существенно отличаться от фактического максимального (минимального) значения а. Максимальная глубина выгорания амакс — это величина, определяющая требования к надежности и работоспособности твэлов и ТВС.

При тепловых расчетах ядерных реакторов более удобна для использования не массовая энергонапряженность топлива /, а объемная энергонапряженность Jv, которая выражает плотность энерговыделения, отнесенную к единице объема активной зоны (кВт/л). При определении Jv учитывается только тот объем ТВС и активной зоны в целом, в котором происходят тепловыделение, съем и отвод теплоносителем тепла от твэлов. В реакторах канального типа при расчетах Jv исключается объем, занимаемый замедлителем (графит, тяжелая вода) и органами управления. В корпусных водо-водяных реакторах учитывается объем, занимаемый активной (топливной) частью ТВС. Объемная энергонапряженность ядерного топлива в реакторе связана с массовой теплонапряженностью:

использоваться в ближайшее десятилетие) твэлы с сердечниками из слабообогащенного диоксида урана в тонкостенных трубах-оболочках из циркониевых сплавов или нержавеющих сталей. Они применены в корпусных реакторах (ВВЭР, PWR, BWR), в реакторах канального типа (РБМК, CANDU, SGHWR), в газографитовых английских реакторах AGR, в охлаждаемых жидким натрием реакторах на быстрых нейтронах, т. е. практически во всех типах реакторов, на которых ныне базируется промышленное развитие ядерной энергетики в ведущих промышленных страна,* (СССР, США, Великобритании, Франции, Канаде, ФРГ, ГДР, ЧССР и др.). При производстве и эксплуатации твэлов с диоксидом урана накоплен значительный опыт, проведены широкие экспериментальные исследования, созданы методики расчета, технология массового производства.

В газоохлаждаемых реакторах, в которых продувается ССЬ, условий для самоподдерживающегося горения графита нет, так как реакция СО2 + С эндотермична. Однако для обеспечения длительной работы графитовых кладок при температуре 600° С и выше в реакторах, охлаждаемых ССЬ, возникает необходимость использования различных защитных средств для снижения скорости окисления графита.

Потребность в справочном материале для теплогидравлических расчетов в области атомной энергетики назрела давно. Однако по разным причинам издания такого рода не выпускались, и специалистам приходилось обращаться к общим теплотехническим справочникам, в которых вопросы, характерные лишь для атомной энергетики, часто не находят отражения или излагаются весьма неполно. Современная атомная энергетика, как отечественная, так и зарубежная, основана в первую очередь на реакторах, охлаждаемых водой (в СССР это реакторы ВВЭР и РБМК). Атомная энергетика будущего ориентируется на расширенное воспроизводство ядерного топлива, поскольку ресурсы последнего, как и традиционных топлив, ограничены. В СССР успешно эксплуатируются реакторы-размножители БН-350 и БН-600, проектируются более мощные реакторы с охлаждением жидким металлом. В последние годы (1979—1982) Атомиздатом и Энергоиздатом выпущена серия учебных пособий «Ядерные реакторы и энергетические установки» под общей редакцией академика Н. А. Доллежаля, в которых содержится описание характеристик ядерных реакторов, методик расчета тепло-физических параметров каналов различного конструкционного исполнения, анализ теплотехнической надежности и др.

3.13. О см ачки н В. С. Особенности теплообмена в ядерных реакторах, охлаждаемых несжимаемыми жидкостями. III Женевская конференция ООН, доклад 326, 1965.

Характеристика водной среды в условиях работы реакторной установки. Отличные замедляющие свойства водорода и его незначительное сечение поглощения нейтронов делают этот элемент идеальным в качестве замедлителя в реакторах на тепловых нейтронах. Использование его в твердой или жидкой форме позволяет сооружать реакторы с небольшой и компактной активной зоной. В жидкой фазе он может также служить отличной средой для передачи тепла от активной зоны реактора и в качестве рабочего тела в силовом цикле. Наиболее дешевым и распространенным соединением водорода является вода. В настоящее время вода успешно используется в качестве замедлителя и теплоносителя как в реакторах, охлаждаемых водой под давлением, так и в кипящих реакторах.

В реакторах, охлаждаемых водой под высоким давлением при температуре 250°—300° С, равновесие между водородом и кислородом носит такой характер, что кислород не обнаруживается, если концентрация водорода превышает 5 сма/кг. Реакции протекают с очень большой скоростью и в том и в другом направлении.

Стойкость урановых стержней, как известно (см. § 1-2), понижается с повышением температуры за пределы 600° С. При этой же температуре хорошую коррозионную стойкость в реакторах, охлаждаемых углекислым газом, обнаруживают бериллий, легированный им магний, нержавеющие стали, графит и керамические материалы. К керамическим материалам относится также и окись урана (UO2),

[4] Долгов В. В., Судницын О. Л. О гидравлической неустойчивости в реакторах, охлаждаемых кипящей водой. — Теплоэнергетика, 1965, № 3.

Для возможности применения на АЭС газотурбинных и парогазовых установок большой мощности необходимы реакторы с температурой газа на выходе не менее 800—900° С и давлением 50— 100 ата. В экспериментальных реакторах, охлаждаемых инертным газом гелием (AVR, «Драгон», «Пич-Боттом»), достигнута температура на выходе 750—850° С, и доказана возможность ее повышения до 900—1000° С. В экспериментальном реакторе UHTREX температура гелия достигала 1300° С. На основе этого опыта в нескольких странах выполнены проекты реакторов, охлаждаемых гелием, с температурой газа до 1000° С и мощностью установки 1000 МВт и выше. В недалеком будущем ожидается осуществление таких проектов.

горючего в реакторах, охлаждаемых водой, была проведена большая

В связи с значительным интересом к использованию урана в виде горючего в реакторах, охлаждаемых водой, была проведена большая работа по изысканию урановых сплавов с лучшей устойчивостью против коррозии в воде. Несмотря на защиту урана материалами оболочки, необходимо считаться с поведением урана в воде ввиду возможного контакта с водой через дефектные места в оболочке. Разработаны сплавы урана со скоростями коррозии при 350°, близкими к коррозии нелегированного урана в кипящей воде. Сплавы, устойчивые против коррозии, разделяются на три категории: 1) сплавы с метастабильной у-фазой, например содержащие около 10% ниобия или молибдена или около 50% циркония; 2) пересыщенные а-фазные сплавы, полученные мартенситным превращением в менее легированных сплавах, например с 3% ниобия или 1,59'о ниобия плюс 5% циркония (этн сплавы имеют серьезный недостаток, заключающийся в том, что термообработки для получения устойчивости против коррозии и радиационной устойчивости несовместимы); 3) новые фазы, например U3Si [66, 67, 771 или U6Ni [381. При приготовлении таких фаз трудно получить сте-хиометрический состав. Кроме того, их, вероятно, трудно обрабатывать. Соединению U3Si было уделено значительное внимание. Его можно обрабатывать при высокой температуре и успешно выдавливать совместно с цир-калоем. Более хрупкие интерметаллические соединения, например UeNi, можно обрабатывать в виде дисперсных включений в матрице из подходящего материала, например алюминиевого сплава [431.

45. Осмачкин B.C. Особенности теплообмена в ядерных реакторах, охлаждаемых несжимаемыми не кипящими жидкостями // Труды Третьей международной конференции по мирному использованию атомной энергии. Женева. 1965. Т. 8. Доклад Р/326.