Водоохлаждаемыми реакторами

Систематическое изложение главных вопросов, составляющих основу химии и технологии теплоносителя водоохлаждаемых реакторов, сделало необходимым помещение ряда глав, содержащих преимущественно вспомогательный материал, могущий, однако, быть необходимым читателю для достаточно глубокого понимания материала основных глав. Это относится, по существу, ко второй главе, включающей общие положения одно- и двухфазной гидродинамики, тепло- и массообмена, и к третьей главе, в которой изложены основы физической химии воды и

Таблица 1.2 Проектные параметры водоохлаждаемых реакторов

Как будет установлено в гл. 9, для некоторых изотопов, представляющих интерес для водоохлаждаемых реакторов (58Со, 54Мп), механизм вылета ядер отдачи оказывается важным. Тейлор [10] получил выражение для коэффициента f, равного отношению скорости вылета ядер отдачи к скорости выхода радиоактивных ядер при коррозии поверхности. При времени облучения более

21. Братши Ф. и др. Поведение продуктов коррозии в кипящих реакторах.— В сб.: Коррозия конструкционных материалов водоохлаждаемых реакторов. Перев. с англ. Под ред. В. П. Погодина. М., Атомиздат, 1965, с. 329.

Для работы в контурах водоохлаждаемых реакторов можно рекомендовать следующие сплавы циркония:

15.3. Турбины для водоохлаждаемых реакторов

На завод по изготовлению топливных сердечников, твэлов и ТВС обогащенный уран поступает с разделительного завода в виде UF6, который затем подвергается конверсии в диоксид (UCb) или в металлический уран. Стоимость изготовления твэлов и ТВС для современных водоохлаждаемых реакторов типов PWR и ,3WR в различных капиталистических странах оценивается (1985 г.) в 150—210 дол. на 1 кг урана, размещенного в твэлах. Это не дехйево.

Можно сказать, что разработка уран-плутониевого ЯТЦ реакторов-размножителей на быстрых нейтронах в настоящее время проходит только начальную фазу. Поэтому первые экономические оценки этого цикла можно рассматривать лишь как ориентировочные. На рис. 5.15 приведена принципиальная схема замкнутого ЯТЦ реакторов на быстрых нейтронах, существенно отличающегося от замкнутого ЯТЦ водоохлаждаемых реакторов на тепловых нейтронах современных АЭС. Укажем главные отличия.

1. Топливные сердечники твэлов активной зоны реакторов на быстрых нейтронах содержат дорогое высококонцентрированное топливо с обогащением плутонием в 3—5 раз, превышающим обогащение уранового топлива водоохлаждаемых реакторов типа LWR (см. § 9.9). Серийное изготовление такого топлива возможно только при максимальной автоматизации, дистанционном управлении процессом производства и соответствующих мерах защиты персонала и окружающей среды. Это несравненно более сложная и дорогостоящая технология, чем применяемая для уранового топлива, получаемого из природного урана.

водоохлаждаемых реакторов АЭС

* В настоящее время получены положительные результаты по созданию более коррозионно-устойчивых сплавов для оболочек твэлов, позволяющих повысить температуру стенки до 450 °С для водоохлаждаемых реакторов на тепловых нейтронах. -

48. Невструева Е. И. Тепло- и массообмен в атомных энергетических уста, новках с водоохлаждаемыми реакторами. — Итоги науки и техники. Тепло-

Книга предназначена главным образом для научно-технических работников АЭС с водоохлаждаемыми реакторами; она должна, однако, быть и весьма полезной для студентов вузов соответствующих областей. Как те, так и другие нередко испытывают затруднения в получении необходимой им информации, разбросанной по многочисленным, зачастую труднодоступным, источникам. Попытка объединения такой информации в одном месте сделана в настоящей монографии, что и делает ее заслуживающей внимание советских специалистов в области атомной энергетики.

В этой монографии в основном рассматриваются атомные электростанции с водоохлаждаемыми реакторами. Как показа-

АЭС с водоохлаждаемыми реакторами

Выводы. Приведенная информация свидетельствует о сложности оценки выхода продуктов деления из поврежденного твэла в АЭС с водоохлаждаемыми реакторами во всем диапазоне изменения параметров проектируемой установки. Существующие методы оценки (по крайней мере для реакторов типа

На абсолютном большинстве АЭС с водоохлаждаемыми реакторами предусматривается принудительная циркуляция за счет насосов *. Следовательно, надежность и обоснованность таких схем в значительной степени определяются надежностью работы ГЦН. Поэтому при выборе компоновочной схемы ГЦН в целом, а также при поиске оптимальных решений отдельных узлов и элементов исходным руководящим требованием является необходимость обеспечения высокой надежности ГЦН при достаточно большом ресурсе. ГЦН являются составной частью первого контура циркуляции ЯЭУ и условия их работы — это, естественно, условия первого контура. Для реакторов, в которых в качестве теплоносителя используется вода, характерно высокое рабочее давление: от 7—8 МПа (для кипящих реакторов) до 12—18 МПа (для некипящих реакторов). При проектировании, кроме того, должны учитываться возможные повышения давления при различных переходных и аварийных режимах. ГЦН, как правило, располагаются в контуре на входе в реактор, где во всех нормальных режимах

Чтобы получить возможно больший для располагаемого уровня температур к. п. д., АЭС с водоохлаждаемыми реакторами работают на насыщенном паре.

В некоторых случаях, например в ядерно-энергетических установках с водоохлаждаемыми реакторами, наличие водорода в воде является полез^ ным (применяется искусственное поддерживание концентрации Н2 в воде ~5 — 10 мг/л) для связывания растворенного кислорода и подавления диссоциации воды под действием радиации. Наличие в воде азота на упомянутых установках является вредным, так как под действием радиации Isl? вступает во взаимодействие с водородом, образуя аммиак (повышение рН, опасное для алюминиевых оболочек тепловыделяющих элементов; увеличение нагрузки ионитных фильтров, очищающих первичный теплоноситель — воду), или с кислородом, образуя азотную кислоту, понижающую рН воды.

Технология этого способа обработки воды недостаточно разработана; практического применения он, по-видимому, еще не получил. Однако в технической литературе имеются указания о применении на американских ядерно-энергетических установках с водоохлаждаемыми реакторами фильтров с редокс-ионитами, регенерируемыми сульфитом натрия, для обескислороживания воды, добавляемой в первичный контур водяного охлаждения ядерных реакторов.

Преимущества АЭС, использующих обычную воду в качестве теплоносителя и рабочего тела, определяются возможностью осуществления одноконтурной схемы станции, освоенностью технологии воды, «традиционностью» теплосилового оборудования. Опыт эксплуатации АЭС с во-доохлаждаемыми реакторами в СССР и за рубежом показал высокую надежность и безопасность таких станций, отсутствие загрязнений воздушного бассейна, почвы и воды в районе расположения станции. Недостатки АЭС с водоохлаждаемыми реакторами определяются прежде всего неблагоприятными свойствами воды как теплоносителя и рабочего тела и в равной мере присущи паротурбинным электростанциям на органическом топливе. Высокое давление насыщенного пара при температурах, низких с точки зрения осуществления экономичного термодинамического цикла ограничивает размеры и единичную мощность реактора и, следовательно, перспективы снижения его удельной стоимости. Большой удельный объем пара при низких конечных температурах цикла ограничивает единичную мощность турбоагрегатов в одновальном исполнении. Последнее относится также и к ТЭС на органическом топливе, но для АЭС имеет большее значение ввиду увеличенного удельного расхода пара и необходимости укрупнения турбоагрегатов в связи с возможностью строительства реакторов и станций большей мощности. Не вполне благоприятны также и ядерно-физические свойства обычной воды.

В данной главе рассматриваются вопросы математического моделирования и оптимизации параметров АЭС, использующих в качестве рабочего тела водяной пар (АЭС с водоохлаждаемыми реакторами) и тетраоксид азота (АЭС с реакторами на быстрых нейтронах с охлаждением активной зоны жидким металлом). Здесь же приведены примеры использования моделей для выбора параметров АЭС указанных типов.