Реакторных установок

В настоящее время на всех опытных реакторных установках используется керамическое ядерное горючее в виде сферических микротопливных частиц с многослойным защитным покрытием с максимальной температурой 1300° С, диспергированных в графитовой матрице топливного слоя твэла. Применяются три формы твэлов: шаровая (реакторы AYR, THTR-300), стержневая (реакторы «Драгой», «Пич-Боттом») и призматическая (реактор HTGR-330), а также два способа перегрузки твэлов: непрерывный и периодический. В реакторах с шаровыми твэ-лами используется непрерывная замена выгоревших твэлов свежими без снижения мощности; в реакторах с цилиндрическими стержневыми и шестигранными призматическими твэ-лами — периодическая замена выгоревшего топлива на остановленном реакторе.

Для защитных ограждений стационарных реакторных установок используются слои воды, бетона, синели и других материалов, замедляющих нейтроны и снижающих до безопасных значений интенсивность потока гамма-лучей, образующихся вследствие захвата замедленных нейтронов веществом внутренних (водяных и графитовых) защитных слоев и обладающих большой проникающей способностью. С той же целью в транспортных реакторных установках, для которых приобретают большое значение вес и габариты ограждающих конструкций, применяются свинец, бораль, сталь специальных марок и другие материалы.

Но наряду с перечисленными достоинствами газойлю свойствен существенный недостаток: проходя через реактор, он подвергается частичному разложению с выделением полимеров. Затруднения, вызванные разложением органического теплоносителя в активной зоне реактора, послужили причиной неудачи первого опыта его использования в реакторных установках, предпринятого в США. Те же затруднения возникли на советской установке «Арбус». Однако был найден удовлетворительный способ непрерывной

2.3.1. Тепло- и массообмен: кипение на чистых поверхностях. Перенос тепла. Режим развитого пузырькового кипения используется в реакторных установках для получения высоких коэффициентов теплоотдачи. Полностью установившийся процесс переноса тепла в режиме неразвитого пузырькового кипения описывается уравнением Дженса и Лотиса [5]

На энергетических реакторных установках с отделенным жидким замедлителем (обычно D2O) также применяется мягкое регулирование. Обычно работа таких установок осуществляется при относительно малых изменениях реактивности, поэтому требования к регулированию достаточно низкие. Допускается постоянное удаление ядов с помощью ионного обмена, что уменьшает коррозионные и радиолитические проблемы. Отравление реактора из-за накопления яда достаточно низкое.

7.2.2. Обработка отходов. Конструкции систем, применяемых для очистки отходов теплоносителя, аналогичны системам для приготовления подпиточной воды. В зависимости от стоимости и нужного качества воды выбирается выпарка или ионный обмен. В энергетических реакторных установках используются оба типа систем.

Рассмотренное оборудование применяется для тех же целей, что и котлы барабанного и прямоточного типа обычных электростанций. Но конструктивное оформление атомных электростанций отличается от оформления обычных электростанций. Кроме того, в первых невозможен пережог труб парогенераторов, не наблюдается вялой циркуляции воды, отсутствуют малые тепловые нагрузки на теплопередающих поверхностях и т. д. Имеется несколько разновидностей схем атомных электростанций, в которых в качестве теплоносителя в реакторных установках используются вода, жидкие-металлы, угольная кислота и органические вещества.

Применение защитных оболочек из металлов, имеющих высокую коррозионную стойкость [V-4]. Рекомендации по выбо-р у э т их метал л,,о в. 200 [мК] Все виды ядерного горючего существующих и проектируемых атомных электростанций нуждаются в защите от воздействия воды. Поскольку ядерное горючее (уран и т. д.) в воде нестойко, тепловыделяющие элементы «одевают» в специальные защитные оболочки, изготовленные из материалов, стойких к коррозии. К таким материалам прежде всего относятся алюминий, цирконии и нержавеющая .сталь. Подробная характеристика коррозионной стойкости этих материалов дана в § 6 главы 1. В данной же главе описываются случаи, когда их целесообразно использовать в реакторных установках.

В реакторных установках, охлаждаемых водой, для поддержания нужного состава охлаждающей воды применяются различные способы ее подготовки и обработки. Задача эта осложняется двумя обстоятельствами: 1) наличием радиоактивности, для недопущения которой необходимы вода высокой чистоты и предупреждение коррозии, а также удаление из воды и транспортировка из очистительной установки накопившихся в ней радиоактивных продуктов коррозии; 2) наличие радиационных превращений в воде, которые сильно изменяют ее коррозионные свойства.

Ловушки с принудительной циркуляцией весьма компактны. Окись натрия с помощью таких ловушек можно удалять непрерывно. Ввиду этого ловушки с принудительной циркуляцией целесообразно применять в мощных реакторных установках, где в качестве

Протекание реакций (20) и (21) свидетельствует об образовании карбонатов магния и железа. Окислительные свойства окиси углерода, разумеется, выше ее восстановительной способности. Пента-карбонил железа Fe(CO)5 может возникать лишь в исключительных случаях, так как при температуре 100° С он полностью разлагается. Интенсивное образование окиси углерода наблюдается в реакторных установках, где в качестве тепловыделяющего элемента применяются графитовые стержни, которые частично окисляются двуокисью углерода. Опыт работы английской атомной электростанции «Колдер Холл» показал, что концентрация окиси углерода в газе

Для защитных ограждений стационарных реакторных установок используются слои воды, бетона, синели и других материалов, замедляющих нейтроны и снижающих до безопасных значений интенсивность потока гамма-лучей, образующихся вследствие захвата замедленных нейтронов веществом внутренних (водяных и графитовых) защитных слоев и обладающих большой проникающей способностью. С той же целью в транспортных реакторных установках, для которых приобретают большое значение вес и габариты ограждающих конструкций, применяются свинец, бораль, сталь специальных марок и другие материалы.

Помимо исследовательских реакторов универсального назначения в СССР широко используются специализированные исследовательские реакторы. Так, в Институте атомной энергии для испытаний новых тепловыделяющих материалов в 1952 г. начал действовать петлевой реактор РФТ с экспериментальными каналами («петлями»), в которых возможно варьирование рабочих параметров (температуры, давления и пр.), необходимое при выборе оптимальных характеристик вновь проектируемых энергетических реакторных установок. Там же в 1964 г. был введен в действие реактор МР для материаловедческих исследований, с потоком тепловых нейтронов 8 • 1014 нейтр/см2 • сек.

Наряду с этими типами реакторов в СССР, как и в других странах, получили распространение импульсные исследовательские реакторы. В отличие от реакторов других типов они обладают малой средней мощностью, но кратковременная мощность их и интенсивность нейтронного потока, возникающие в последовательно возбуждаемых импульсах, достигают величин, характерных для очень мощных реакторных установок. Используются они при проведении физических измерений и многих других исследовательских работ.

В ходе ее проектирования и строительства возникало множество трудностей. Известные в то время ядерные реакторы действовали при низких температурах теплоносителя (50—100QC) ибыли непригодны для энергетических целей. Для осуществления приемлемого термодинамического цикла необходимо было повысить нагрев тепловыделяющих элементов (твэлов) и теплоносителя до 250—300° С. Это вызвало в свою очередь коренные изменения в реакторной технологии, необходимость конструирования специальных энергетических реакторов, разработку технически целесообразных и экономически перспективных схем использования тепла, получаемого в активной зоне реакторных установок, выбор и испытание новых конструкционных материалов. Помимо этого многообразного комплекса впервые ставившихся и решавшихся проблем серьезное внимание ученых и проектировщиков привлекла проблема обеспечения радиационной безопасности

•основа для решения не менее сложной проблемы улучшения экономических показателей работы реакторных установок.

Началась подготовка к строительству крупнейшей в Советском Союзе АЭС, электрическая мощность которой в одном блоке (с реактором вод-нографитового типа) составит 1 млн. кет. Ведется подготовка к строительству новых мощных атомных электростанций, намечаемому преимущественно в районах, бедных энергоресурсами и удаленных от мест добычи органического топлива,— там, где такие станции обусловят возможность особенно экономически выгодного получения электроэнергии. Энергетическую базу первой очереди этих станций составят реакторы на тепловых нейтронах электрической мощностью 400 тыс. кет каждый и более. Такие реакторы обладают большой эксплуатационной надежностью и на некоторый период сохранят значение одного из основных типов реакторов для предприятий атомной энергетики СССР. Но наряду с ними все большее значение приобретают реакторы на быстрых нейтронах как особенно перспективный тип энергетических реакторов с высоким коэффициентом воспроизводства ядерного топлива (плутония). Работы по конструированию и промышленному освоению рациональных реакторных установок, по введению поточного производства тепловыделяющих элементов и по осуществлению других практических задач создадут возможность для широкого строительства атомных электростанций. Общая мощность советских АЭС будет исчисляться многими миллионами киловатт.

В табл. 4-5 приведены параметры отечественных и зарубежных реакторных установок с водой под давлением.

Как видно, современный технический уровень реакторных установок характеризуется следующими показателями:

Параметры реакторных установок

В докладе рассматриваются предполагаемые пути решения внедрения CALS технологий в ОКБМ. Уже 50 лет ГУП ОКБМ им. Африкантова И.И. занимается разработкой проектов реакторных установок и оборудования для них. Ситуация, сложившаяся в стране в 90-е годы, и «рыночные» условия поставили перед руководством ОКБМ задачу реформирования предприятия. Реформирование ОКБМ было невозможно без комплексного использования новых технологий. Одной из перспективных концепций системного применения информационных технологий является концепция CALS. В одной из работ НИЦ CALS технологий введен термин, адекватно отображающий на русском языке концепцию CALS - Компьютерное Сопровождение Процессов жизненного цикла Изделий (КСПИ). Подчеркивается, что «Суть концепции CALS КСПИ состоит в том, что все процессы ЖЦ и соответствующие им информационные технологии (ИТ) находят отображение в едином информационном пространстве (ЕИП)».

Создание реакторов-размножителей на быстрых нейтронах является весьма сложной теоретической и практической задачей. Научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы в этой области ведутся в СССР уже длительное время. Была создана последовательная серия экспериментальных реакторов, затем первая опытная энергетическая установка «Бор-60» тепловой мощностью 60 МВт и электрической 12 МВт; введены в действие: в 1973 г. опытно-промышленная Шевченковская АЭС с реактором на быстрых нейтронах тепловой мощностью 1000 МВт; в 1980 г. на Белоярской АЭС энергоблок мощностью 600 МВт с реактором на быстрых нейтронах тепловой мощностью 1470МВт. В целях накопления широкого опыта в проектировании, изготовлении и эксплуатации реакторных установок на -быстрых нейтронах были приняты при разработке Шевченковской АЭС и энергоблока Белоярской АЭС различные конструктивные принципы. На Белоярской АЭС построена реакторная установка так называемого «интегрального» типа, когда насосы и теплообменники первого радиоактивного натриевого контура помещены в единый с активной зоной металлический корпус, в то время как на Шевченковской АЭС указанные аппараты находятся в отдельных железобетонных боксах.