Книга: Методические указания по охлаждающим газам

Распознанный текст из изображения:

Данное учебное пособие издается в соответствии с учебным планом. Рассмоч";рено и одобрено кафедрой Э 7 20.66,81г., Мето' дической комиссией факультета Э и Учебно-методическим управ лением.

Рецензенты к.т.н., доц. Суровцев ИХ.

к.т.н„дои, Кащеев В.п.

© Иоскавское высшее техническое училище

имени Н.Э. Баумана

1. ОВ1ЦАЯ ХА АКТЕ ИСТИКА ГАЗООХШжДАЕМЫХ

РЕАКТОРОВ

Использование газового теплоносителя в 1-м контуре ЯЗУ

представляет практический интерес по многим соображениям.

Основные из них таковьп однофазный теплоносиФель - газ по-

зволяет получать высокие температуры на выходе нз реактора (до 1ООО оС и выше) независимо от его давления; высокая тем пература теплоносителя делает возможным реализацию наиболее эффективных тепловых схем с максимальными термическими КПД цикла; малое макроскопнческое сечение поглощения нейтро нов у газов дает значительную экономию нейтронов в активной зоне и, наконец, при аварийных ситуаииях, связанных с разгерметизацией 1-го контура, газоохлаждаемые реакторы сказывактся наиболее безопасными с точки зрения возможного радиационного воздействия на окружающую среду.

Главный недостаток газовых теплоносителей - плохие теплюфнзические свойства. С этим связаны. небольшая удельная мощность реакторов на тепловых нейтронах (1+10 МВт/мЗ) и, как следствие, габаритные активные зоны; необходимость уве. личения давления газа до 5,0 МПа и выше с целью снижения доли мощности, затрачиваемой на, пиркуляцию теплоносителя.

Впервые 1аз как теплонсситель в ядерном реакторе был, использован еще и 40-х годах для охлаждения промышленных реакторов в США и Англии. Ввиду низкой удельной мощности н другнк цареметров таких установок, а. также нх.,неэнергетпчес« кого назначения в качестве теплоносителя использовался воздух при атмосферном давлении. При выборе тица первого энергетического реактора в Англии предпочтение было отдано корпусному реактору на природном уране с графитовым замедлптелем, охлаждаемым углекислым газом. Часто реакторъ1 данного типа называют магноксовыми реакторами - по названи1о сплава магнпя, используемого в качеств~ конструкцнонного материала ° оболочки твэла, Данный тип реактора был выбран из-за возможности использования дешевого необогашенного ядерного топлива и наработки' значительных количеств плутония. Первый реактор данного типа был построен в Колцер-Холле (Ангпи~) в 1986 г.

Всего в мире построено 38 единиц реакторов данного типа (из них 26 в Англии и 7 во Франщш) в период до 1871 г. Таким образом, данное направление в реакторостроении, являвшееся .в течение ряда лет одним нз основных в мировой практике, сейчас закрыто как полностью себя исчерпавшее, В табл. 1.1 представлены параметры некоторых установок данного типа. '

3

Распознанный текст из изображения:

Таблица 1.1

Основные характеристики реактдров типа "Мвгнокс

Реактор АЭС

Сайзуэлл

Характеристика

1988

1986

Год пуска

Электрическая мощность

Мвт

890

290

19

КПЙ %

Давление СО~, МПа

0,78

Температура нв выходю

из реактора, сС (по

410

Загрузка природного ан

° 321

127

Энергонвпряженность плив квтl

Размеры активной зо-

ны Э

1$,717,92 17,37М,14

9, $э/6,4

880

Масса графита, т

Число рабочих каналов,

шт

' Ийб

10178,

Число ТВС,' шт.

Диаметр

29 О

Диаметр 11,1 Высота 21 О

Габариты корцуса, м

ПНЖБ

Материал корпуса

За 18 лет удалось повысить более 'чем в 10 раз, единичную мощ»

ность реакторе, увеличить КПД с 19 до лг30%, пбвысить темпе-

ратуру нв выходе из реактора с'348 до 410 оС, поднять давле-

ние теплоносителя с 0,7 МПа до 2,8 МПв и, наконец, вдвое сни-

зить относительную мощность на прокачку теплоносителя:

с 13,8% дол~ 7%, Был получен ряд новых технических решений

по,элементам ревкто1. з, внтивной эоны, твэлам, элементам

1-го контура, которые были использованы в последуюших раз~- 4

работках газоохл~кдаемых реакторов, в том'числе наибоже современных высокотемпературных. Среди них в первую очередь следует назвать развитую в эти годы технологию корпусов 'высокого давления из предварительно напряженного железобетона (Пнжв ).

Следующим этапом в развитии гвзоохлаждаемых реакторов явились усовершенствованные реакторы А~Д . При разработке данного типа реакторов имелось в вкпу устранить основные недо- ° статки магнокссюых реакторов'. снизить капитальные затраты, кщнять КПД никла,' повысить в несколько раз степень выгорании ядерного топлива. Для выполнения указанных пелей было предложено втрое-поднять энергонапряженность активной. зоны, увеличить температуру С~) на выходе, использовать в качестве материала оболочки твэла нержввеюшую сталь, в качестве топлива — обогащенную двуокись урана и т.д. Замедлителем. по- прежнему, выбран графит. На реакторах Аб~ реализована 2-я программа развития ядерной энергетики в Англии; построено и, строится 11 реакторов, 2 запланированы к строительству до 1990 г. В других странах реакторы А ~~Г не строились и не намечаются к строительству;

В результате проведенных работ создан типовой реактор ДЯ мощностью 660 МВт. (э), вырабатываюший во втором контуре пар давлением 16,0 МПа и температурой 538~С, т,е., с параметрами, хаиактерными для современных ТЭС. Для достижения указанных параметров необходимо было поднять'температуру Сд иа выходе из реактора до 680 С, давление — до 4,1 МПа. КПД АЭС при этом достигал 41,7%.- Энергоналряженность активной зоны была поднята до 2,8 Мвт/м3, Твэлы изготавливались из двуокиси урана обогащением 2,8% в оболочках пз нержавеющей . стали. Выгорвние топлива повысилось до 20 000 Мвт сутки/т урана. Характеристики реакторов А ~Д приведены в табл. 1.2.

Среди конструктивных особенностей корпусных реакторов

,АИ, следует отметить преждэ.всего интегральную компоновку оборудования 1-го контура в корпусе из ПНЖБ. На реакторах.

ф~ф внедрена поканвльная перегрузка топлива, которая осуществляется без остановки реактора.'

Тем не менее, реакторы 4б'Д не. оправдали возлагавшиеся на них надежды. О~ азалось,. что капитальные затраты здесь значительно выше по сравнепию с корпусными водо-ьопяпыми реакторами. Коррозия элементов 1»го контура и в особ нностп элементов реактора .оказалась значительно более интенсивной, чем предполагалось.

Распознанный текст из изображения:

Таблица 1.2

Характеристики некоторых реакторов

ве теплоносителя инертного гелия, а в качестве топлива - ке-. рамических материалов в сочетании с графитовым замедлителем. Реакторы такого типа получили название высокотемпературные газоохлаждаемые (ВТГР). Преимуществами ВТГР перед всеми другими типами реакторов являются. "возможность получения наибольшего КПД как в паротурбинном цикле закритических параметров, так и в прямом газотурбинном цикле; состав активной зоны (графит и ядерное топливо) позволяет эффективно использовать ядерное топливо с коэффициентом воспроизводства (или конверсии — в зависимости от топливного цикла), близким к 1; гелий химически инертен и поэтому в активной зоне и 1-м контуре облегчается проблема коррозии, т.е. совместимости материалов с теплоносителем.

В период 1866-1868 гг. в Англии, США и ФРГ были пущены 3 опытных ВТГР Драгон", Пич-Боттом" и Я 1/~, В качестве топлива использовались микротвэлы с многослойным покрытием пироуглеродом различной плотности и карбидом кремния. Особый интерес представляет ВТГР А 1/Я, в котором впервые. использован шаровой твэл,' обладающий определенными преимушествами: возможность непрерывной перегрузки топлива, простота. и технологичность. твэл, при многократном прохождении твэлов через активную зону можно достигнуть их равномерного и оптимального выгорания. В табл. 1,3 приведены основные, характеристики опытных ВТГР. Накопленный опыт проектирования и 'успешной эксплуатации опытных ВТГР позволил приступить к строительству первых энергетических реакторов - Н 7о'-г~ в США и Т'/ТУ в 'ФРГ.

Таблица 1.3

Некоторые характеристики опытных ВТГР

При выбранных рабочих параметрах часто нарушалась герметичность оболочек твэлов, что приводило к повышению активности теплоносителя в 1-м контуре. Происходило взаимодействие СО~ с графитовой кладкой. И, быть может, главным'в решении вопроса о приостановке работ над реакторами Я фД явилось тс обстоятельство, что практически нет путей для совершенствования этих установок в соответствии с обшими тенденциями развития реакторостроения - повышения их единичной мошности, увеличения КПД генерирования электроэнергии, более экономного расходования ядерного топлива, улучшения экономических показателей 4 ЗС.

В начале 80-х годов была предложена принципиально новая концепция газоохлаждаемых реакторов - использование в качест- 6

Распознанный текст из изображения:

Тебляаа 1.4

Основные хзравтерэстякн лосгроенамх эяергетвчесннх ВЧТР

Урьюень мошвостя устювюшь /сшвю 000 МВт (э]/ а вьь-

бранюю взрамвг)ю тэлэ«носатым ноевоюаот считать. чго мно-

гие лрлблеыы реалкзанан ВТГР рввююь Среян якк следуат от

метвты разработку кераьючеснкк мвнротюнюв' неважно уяаркв-

вшсвлш в своем сбьзме раявоюгюнные' лршювгм лелевюц лреб-

леым галеевой техяологнв, вкл(очак секстан) усшюшую раэр»-

ботву колструняконньш мшчрнвшнэ 1Ы о, ковьура) соэююке яе-

яенсюго всвомогвгельвого оборуллнлняя (рзвнйяйль арматура к

т.л.). Ословныэ нлравюрнстюю углавюкю ВЧТР я(юяонавюшы

в табл. 1.4.

В В)ТР энергзтююсюао юзвачевая аыюльюлотоя 2 типа .

твююю ьрвюлзтвчасквй в шаровой. Прввмлткчесняэ тэвюц,точ-,

а«а телловьюэшвовше сборни (ТВС), чраивлэоквш юю ш,яре- .,:"

«шалых гетерсгеяюю раажоров. Основным велсстатком ТВС ...

етого шлю юляетсш.л~рэввомэрюсчь вьа орлана шалаша в хн

главой зове н кеобхоякьюсть в лержавчаоквк сстюювхах реыс- "

глрс ллк перегрузка томаша к нэремюаеэнк ТВС. Шарсвью тю1

лы свобольы ст епи недостатков. Но «млел» с там, яьв вс-

лользованнв шзровмх твалоа в богюшвх алергэтяческшх ренато.

рах возникает неаый рал проблем. Онк свалявы з'основном с

коясьрушшей зктввкэй зовы. составные злеыеыю коюрой анхо

летов в постоянным яввшенэ». Прл нслольловавнн юэровых тва-

лрв сложно выразннэь эаергоэыазвмню ло латанной эона, обво

начать олняюювме условна лла рзбогм талыш в выгсрашю тол-

лнаа в нкх н т.л.,

В настолшее аралы реэработзам проекты круюшш лроымш-

ленвьи ВТГР электрической льошвосчью бонне 1000, МВт. Прал-

лолагэется ясном лозанне хлх Лвухксатуроых схем с геверелней

перегретого пара во 2-м контуре, так ~ лрэюлх сяшшоктурных

гвшнурбвкэык схем.

й

, Отявчнтельаой оссбавдасчъш ВТГР юлаетса аоз н лоньаовавва яла в

возможность ах нелла лровэволствв высокст .млвратурного техеолсгксхого те . Эт й с сроке ноно за юв ВТГР шаш1 у лнезю еаза ла ке болынв вввьшкла. чем ах эвергэтвне

а лоскэллее ческому нслользовэшво. Волн удастся ловмсвть те туру телшнюснтзлн ва выхслв нэ реактора яо 1000 С, тс станет т хшивч й

ревльвмм лроммвлзаное аслоюаовавио аларкон вье

ааФргюЬ сохо лромыншенаоотл, лронавсясгве яоюлх авала тоюлюа, в верную очередь аолорсяз. П~щшбу ется явью шю

0

Распознанный текст из изображения:

гззокймх «пас«ру«торс«Зпь мата!зйй«юаэдчаскЗЮ, е«ЬЗлизэ\ОЗиюии«ЗИ в иных проблем, одна«о всзмопзюэд выигр«ин здесь очавщюю ва щюиюопс«ео а~ай«рзшюю ай сею«зо тр«антса щлйюрвп вдвое

мэиьЗВЭ Оргаиичасюи'ю ЧООаииа чэм япи,тшзвОВ«3'33часиих ЗМЗЗ«9

Прюпюсыпиод дав.их уса«шши» рюнзиав вваютси ушз««шва работа В7ТР 6 Зззз 3 в течзюю 6 пэт даюнюго ив в«шол« аз раз«- тара температуру 960 СС. Ог«ютйм, ччо ми«иЗИВЭ ураний тамиер ур !021-1!00'С в ВТП, и т р пв а НПКСК ие-

РР ЗРО р, 6 Зюраб р * П дкю юсзюсз ио уров«и 66-90пч

В «есзоюпнй момент очеаидив перспакюи«вость асаоиь«овевав гнэсвз«п тепионоситеЗЮ и юю реакторов ва бмс«(йш вин«по иах. Гээзош3п«раеыыэ реакторы ра бмюрьсз юбтроввх шлшспюю сушзстнеюю повысить шюИидвевт возибчлпшалства ЧОЮВЗВИ а синан«ь его ирами улвоевии по праитвчасии щЗиэюююио урсэЗЮ (менее 8 лзт] пс срэвввюю с реанюрами, о«зайдин«ОЗМИ йзншвыи м«талаазю. Проша могут быть ревюдм а закичю щюбиаыы вксплуатааиа та«их устаююрк. РвзработаЗИ2 щ«юичы опыти««к а эивщ»табесюйг реаатсров иа б(«серых изнтровюз, схла«зяазмыт.

гелием, дзалеинз шпсрсго постигает 10,0 МПа а более. Нх ссисаи«ю харюззеристаки щшдставаеим и табл. 12!.

Табииаа 1,6

Хара«тернстикн быстрых геЗюввыг. реп«зоран

(0

2, КОНСТРУАТНВНЫВ ОСОВВННССТН ГАХООХПАХО(АВМЫХ

РБАКТОРОВ

2.1.

2 М а Осиовиыма лсстояисзвами

аеаюи о тапа реакторе'считала его рздиаиионаую безопасность

по сраеиеиию с реактсрами с водюзм тени«посв«елею, воэмс«з-

юсЗь варабст«и болыюпз «слвчесзв Ил«тоней с иса46зшиепюм

восироваа«шсшЗа ло 0,8, доступ«сел. Материалов а«тиввсн зовы

а иовсзруюаоавых материалов 1-го «ой«ура. Стройзеюсчно пер-

шюо мш»Зншзюи» реа«тора в колдер-хоппе (Ангина) бьпш ю-

чато в 1988 гс в воюю 1986 г. ои быа выведав из мсшнсогь.

Рпзаючю реазззсроа магчошшвсго типе, «юз уке сзмечшв«1„

юпэ шЗ пзчи удеэювлзнив стон«а«юи щюплаодимон эюйщ«ювщв ни

и ошпкеню« юнштзльиых затрат иа страитеюю«но. С этой .Иегдю

шпш«ЗП ЮЗсЗюдушюип рэшзтс9 амза более высо«ВВ пэ!«Мэз!зм

теплоасзюзеш« (теююр«ауру н дзв«юнас), большуЗо едшпшпую '

мошшю«ь рюштсра в боюнбзш удэзшщч« мошиосп, а«тивзсн «о-

им,

Реаатсры мз«чюкссезио ЧИЗЮ мшквс условио рзэшивпь вс

иве групиы: в металлических «орщзсзх и в корпусах ни щюавз-

риюив,но пззбпюэипзяо хелезсбе«оиа. Реакторы э метьлличесанх

ксрпусзх строились в Аючюа вшють до 1966 г. ЛЗЮ них харак-

терна размзиююю всего сбсрудовазав 1 го «оатура нне «орщса

рзййгорй. Эчо сййзаао с зам, что Ври ййз«ой удепмюн мопвшстк

юзгюиой зоны, юторуш способы« обеспачячч реакторы нз при-

родиом уране (поз ! мВ«33«2!, а«тинная зона, а следователмю,

и ксрщс имеют очень пошлые размеры. Например, в последней

АЭС о реактором дава«го типа в метеппаческом «орщзсе

'Сапзуаиа» зона имеет диаметр !8,7 м и высоту 7,92 м. С уче-

1!

Распознанный текст из изображения:

том отражателя и тепловой защиты диаметр сферического кор-

Ко

пуса равен примерно 10 м при толщине стенки около 106 мм,

орпус такого размера, естественно, не транспортабелен. Он

монтнровался на месте строительства АЗС из отдельных сталь-

ных сегментов заводского изготовленияа Главная монтажная

операция - сварка толстостенных листов (80+106 мм). Прй мон-

таже корпуса выполнялось более 1000 погонных метров сложных

стыковых швов, качество которых, в общем, ниже, чем при за-

водском изготовлении. Поэтому начиная с 1896 г. газоохлажда»

емые энергетические реакторы в металлических корпусах не

строятся,

Компоновка внутрикорпусных устройств реакторов в сталь-

ных корпуэах выполнялась таким образом, что вес графнтовой

кладки активной зоны (до ~г22000 кН) и топлива (более

3200 кН естественного урана) через опорную плиту активной

зоны передавался на поддерживающие колонны, связанные с фун-

даментом. Корпус реактора воспринимал только нагрузку от дав-

ления теплоносителя (до 1,0 МПа),

рафитовые блоки кладки активной зоны устанавливались

на опорные втулки нижней опорной плиты реактора. Шаг распо-

ложения опорных втулок в точности соответствует' шагу решет-

ки активной зоны. Призматические графитовые блоки имеют

размер под ключ 200--'300 мм и высоту 1000 мм. В сечении

формы блоков самые разнообразные: квадрат, шестигранник,

ромб, квадрат со скошенными ребранта~, с впадинами и выотупа-

мн на гранях и т,п. Смысл использования блоков различной

конфигурации объясняется необходимостью обеспечить возмож-

ность терМических расширений кладки, прямолинейность осей

каналов прй монтаже и эксплуатапии, необходимую протечку

теплоносителя через кладку для ее охлаждения. Сверху над

кладкой расположены стальные втулки, связанные с верхней

дистаниионируюшей плитой. Плита выпс.лиепа из отдельных сег

ментов, позволяющих компенсировать осевое н радиальное' тер-

мическое расширение колонн при разогреве реактора. Снаружи

кладка охвачена металлическими бандажными поясами, число

которых соответствует числу блоков по высоте в одной колон-

не (8-10 шт.).

Канал для прохода теплоносителя и размещения твэлов в

активной зоне образуется верхней и нижней металлическими

втулками и цилиндрическим отверстием в кладке по всей ее

высоте. В нижней час и канала в зоне отражателя установлен

металлический опорный конус, в который упирается нижний

12

твэл. Верхняя часть твэла имеет такую же посадочную форму, как и опорный конус. Поэтому унифицированные для даннмо реактора твэлы устанавливаются в канал один на другой в любой последовательности. В каждом канале расположены 6-8 твэлов. Твэл состоит из топливного сердечника диаметром около 30 мм из необогашенного металлического урана и магноксовой оболочки (0,05% Щ; 0,1% С; 1,0% 4~; остальное /"~'д ). Общая длина твэла примерно 900 мм. Внешняя поверхность оболочки имеет- многозаходные спиральные ребра, служащие для интенсификации теплообмена н увеличения поверхности теплоотдачи (рис. 2.1).

На магноксовых реакторах было реализовано несколько схем перегрузки топлива на остановленном и работающем реакторе: загрузка н выгрузка сверку; загрузка сверху, выгрузка снизу под активной зоной; загрузка через каналы системы управления и зашиты (СУЗ); загрузка через специальные каналы. Во всех случаях необходимы достаточно сложные загрузочные машины в.центральном зале реактора. Наиболее удобной оказалась перегрузка топлива через специальные каналы .в верхней части корпуса.

Как отмечалось, после 1966 г. все магноксовые реакторы строились в корцусах из ПН?КБ, Переход на новый тпп корпуса позволил существенйо поднять давление в 1-м контуре (до 2,8+З,О МПа), и как следствие, поднять КПД за счет снижения расходов на собственные нужды, перейти к более удобной в эксплуатации и более безопасной интегральной компоновке оборудования 1-го контура. На- рпс. 2,2 показана конструкция реактора АЭС "Уиафа" (Ан-лня). АЭС построена в 1971 г, и состоит из двух реакторов мощностью 500 МВт (э) каждый,

Активная зона реактора установлена на опорной ьлите, которая через кольцевую ферму и систему вертикальных опор еэязанв с железобетонным корпуоом. Общий вес ективной зоны около 43000 кН, нз них 6860 кН металлического урана и- 3740 кН графита-замедлителн. В активной зоне имеется 8160 каналов, в которые загружаются 48200 твэлов. По форме активная зона представляет собой 16-гранную призму диаметром 17,37 м и высотой 8,14.м Кладка ективной зоны обвязана кольцевыми бандажами. Тепловая мощность реактора 1876 МВт удельная

3

$

мощность л~ 0,8 МВт/м, энергонапряженность топлива 3,16 кВт/кг урана.

13

Распознанный текст из изображения:

'е

Рис. 22. 'Верянаты ТНС ывг-оякявск пеевторов

Рис. 2,2. Мвгноксовый ревктор АЭС уилки (Асгыя4с 1 - пкнявнви вояв1 2 - кврсгтнпрвтор4 3 - гвяисвкпс 4 — корпус ке ПНЖБ1 8 - книвсэ СУЭ4 8 - рвпивплояпев оншнтв пнрогенерпторсв1 2 - ноквтв СОн нза окнянпеянс корсусн4 8 - отбор гоно а

ответик 18

Распознанный текст из изображения:

к

Рпс. 2.3, Мегноксовый ревктср ЕЭв Фрзнипи] твююиюлкикж 2 - гзрметичнвв оболочке ксрпушц 3 - витввнви элиз] 4 - «орпус; 6 - пврогенервтор] 6,7 - геэсдувшц 6 - верегруэсч- 16 кев мзшнив

'Вокруг вюшвяой зоям рззмешенм блоки перагеве]нпоров.

В щюстренстве между йктиввой зоной и персгенерзтсрвми рвс-

Лопсженв ствльнея телловвв эшшшв, которвв щюдокрзняйт теп-

лоносвтвль 2-го «оюуре в пврогензрвторвх от вхтиввини пото-

ком нейтронов лз зовы и сюпкзвт рэпивююнное терлсеылелеезз

в желееобетояном корвусе. Выбрана следуюшвя охеьа ивркугш-

пнн теплоносвтел» в реакторе; после геэодувкн ЕЕ, лроходнт

через вкткекую зону снизу вверх, разворвчьввежш не 130 к

опускеетоя ение через лзрсгенерюоры ве вход в г модувку.

Прзктвчески вся внутренняя поверхность корюсе и швкнве не-

сушке кс потру«вин оммввются "кололпым" ЕЕ с те«нюре«угой

247 сС. Проектная темпервтура геев лв выходе иэ эоны ш сгввг

пнет 414 оС. Павленяе 003 а' корпусе 2,73 МПе.

Вяутрени я жнюсть корпуса иэ ПНЖБ нз озобрвженвй

гречкосеи вмполнзнв с3ерической. Бе диаметр ревев лрнморно

23 м, прк миипмэлыюй тошекю стен корнуол 3,9 м. Коргуо из-

нутри облидовэк ствльфивювой тонлонесвя~шей, кгчорея совмест-

но о системой охлвждеюш обеспечивввг мвкснмельную темлерв-

туру бетоне не ньиве 46 оС

В верхней чести корлусв кк~еютсн отверстии для вводе в

корпус штанги перегрузочной мешины 1череэ одно отверстие

пврегружеют сразу группу в несколько десятков хенююв] н бо-

лз» 130 опюрсткй длп резмешения лрвводов СУЗ.

Интересно скоп]юноввяы ееутрнксрлусяые усгройсюю

фрвннуэских реакторов метео«сового типе. На Ркс. 2.3 локээвнв

схеме номпоновкн ревктарв ЕЯГ- Р, с «орлусом лэ ПНЖБ.

Здесь лерогенервторы расположены вод ективной:юной. Холод-

ный теплоносителя жюле гвволувок омывввт внутреннюю позер«-

кость «орщга к загсы сверху ание прохОпят через лхгдввую сы-

ну к лврогеюретсрим. Глэввый недосгзюк втой коьасловки—

невозможность земелю лерогееервторов в случве выходе нх

. П

нз

строя. оетому в «српусз устеаовлеиы несколько резервных

се парагеизрлюров, которые могут ввоплтьс» в действие по

юлш

мере яеобхопнмости.

К середине 00-х годов стело ясно, гго мегнсксовые рвах-

торы ю могут выдержвть конкуреювло с рвэлпчнылл~ тинные

вито в

ров с одным теплоносителеы пе только по техшпю-эконо]ш

мвчеоквм покззетюшм, ио я ло возьюжным перспективны разви-

тия*,

2.1'.2. 1

е г и ~е се«то ы.

рт экторов,

длп улучшения технико-эконо«штеп«их локазетелей тэ

о«люсьееыых угле«новым геном, было иреджвкено иерей«я вв

и

Распознанный текст из изображения:

новый твп твэла -. стержневой твен в оболочке вэ вери«не!ошей стели с топливом нз слэбссбсгянюивой двуокиси урвне Предло.. паше«ось, что переход нэ «Н«ой тнп твэл« шьюолиш сувюствзн ио пслнкть темперетуру С() нэ выполз «э Реэхторз (ло 850оС), внследоэетельноун КПД уст«волю! (до 41%) в двухкоэтурной пэрстурбюшой схеме; лрюэерво веро«э у«сличать енерговэврвжеиносюь ективной зоны (до 2,8 МВт/м ) в одшюрзмеино су«юст «впво уменьшить гэбзришл люле«ой воны; повысить выгорлшю топлива (до 20000 ИВт сут.lт против 4000 ИВт сут./т у мэгноюхниах реакторов), Усшхжлэнию и удорожание тол«илюше я««- ля таких Рекюсров должно бьшо «омпенсщхювпьса овижеююм себестоимости произвол«мой зле«трое«оргии и уыекьшевием кап«тельных звтрат. Первый опытный усовершевстэоввввый газогрвфнтоэый резктор,4 Б(4 (тзк невы««юг н все послвдуюшнэ энергетические устэловки)'эиеюрнческой ыошнсстью ЗЗ МВт был пушен в !862 г. з Антил«, Температура Сбй нэ выходе иэ эонм реп«торэ состав«пил 575 оС. В качестве тошвшз «споююзовелзоь двуокись урвне с обогшвеявем 2,57 Оболочки твэлов выполнены вз яержшююшей храмевикелввой стели. Ввиду и«- больших рэзчероэ эхгшпюй зэпы (дивмэтр 4,5 м, высоте °

4,2 м) рея«тор имеет метэллвческвй хсрвус.

Оинт эксш«этыин реакторе бб 6 оке«элли успешным, и в Аяглпв быке прни«то реыелне с строительстве 5 АЭС такого тплэ. Нс квждоп АЭС должны рвбстпть 2 ревкторя НФН мсшвсстью около 660 ИВт (э) кьчльш. Сстзвойлзсз болев полробно нз коксгруктявиык оссбеянсстях рве«торэ 46 З АЭС

"Де иди несо.Б ".

электричшшзя мошяость Зев«торе ЯЯЧ Дзшюнеса-Б состевляет по проекту 860 МВт, КХ)Д геаервровэиии електровиергни 41,8«'. Дол» мсшнссти, ээтречнвземэя пл ссбс«юввыз !6ж кы, Лоск«гэзт 8,17ь Тепловосктшш лепного ко«гкрз — С()у с дв«левием ЗгЖ МПе, темпсрюурэ не ..холе в шсзювую зону составляет 610 С, н«аьсюде - 670 'С. Вс втором контуре ге««

' о

рнруется пер с пврамзтрзыю де«ление 18,0 МПе, твмюрэтурз 868 оС.

Реактор выполиея по схеме с «втегрвльной компоновкой оборудования э корпусе «з ПНЖБ (рве. 2.4). Двжь«шю тел«снос«тели в ! м «овтуре происхолвт шюлуюшпм обрезом: пссгш гээодувки колодный теппоноситель рвж!еляетсв «э два потоке. Ббльшэ«честь рвсхода лопвдвет в вросгр«нство под вотивной зоной и ззтем с«вэу верх лрсхолнт через топлнвиыь «в«злы вктпе«сй зоны, обгспечвэв» их охлвждеиие. Меньшзч чернь расходе, охта«дея рвдввшюввую велш*у пэрогенеряторов, Пола-

18

деег в квмзру мюонного тешюшхютелп явд энти««ой зоной н

эзтвм проходит сверху вниз чеРез тря(хшчюуш ююдку, обеспе-

чивав ее охлвждеилй, В просхрэнсгве поп экгюпюй зоной сбэ

лоток« смешившовш. Семен верхи«в честь «!штренней до«ости

корпусе «вшштсв сборпмм милю«тором гор«чего теплоносителя,

откупе ои явпрвшшетсн в пэрогеяерзторы (шшрху влив) н за-

тем слове ив гвзолувку.

, Рпс. 2.4. Типична» схема эиергетвческого 4(гй с когьпевым рвсполсженнем пврогенерегорош 1 - корпус из ПНЪБ! 2 — вход лара и выход ~юрегретагс лэрщ 3 - выход пей 4 -ачпсткз газа, выход подл«точного гвзв; 5 — вход л«тетельной зсдь~ в лзрогенератор; 8 — вход в выход системы охлшкдеппн после сот«- вовк« репктсрв; 7 - пирлуляшюнный вессс; 6 — решетке; О - ««тин, ная зон«1 !Π— споры решетюц 11 - бзк ективной оспы! !2 - сврс- генератоМ 13 - пучок труб перегревателя; 14 — гээонсгроппатсмый шхнух; 15 - люк посто«и«сто доступе

!О

Распознанный текст из изображения:

Акт«анап эона реактйщ «айрана пэ 883)0 гра9щолы«бло«оэ общей массой более 1ООО т. Нла'комплзсающ темлэра«УУЗОЗх рвсшарепкй н оргаюЗэаплп регуляряой сзстэмы «аюнащ и отверстий длп лро«ода охлщклаюнвго тра(«щоаую «ласку телаоаэщщэ л« приход«топ использовать ба>к« Весьма сложной коя(лгурещщ (ряс. 2,6). Па усЗюаням рэботм э среде Сзй макспмвльала таз« первтурл грв(ат» пэ долкза крэпмнать 460 . Нвнгрезъныз от аерст«а п блоках длвмэгром 230 мы обраэуЗат рещегку лла Размещен«а топл«аных «Опалов с шагом около 300' мм. В релэвю равновесной эагруэ«н 412 каналов в акт«юной лопе аюююгсл топлненымн «33 «анака служат.дЗы раамеюаялл органон СУЭ. Ппэметр эатлэной эоны О,ЭЗ МЗ ющхЗта 8,23 м.

Рпс. 2.6. схема уста«се«и граФФпюых блоков эамеллпзап« в щ«с тканой зоне АЗ«3( (АЭС 'Хз«клп-Пойнт-Б ) 3 1 бщж дла рлэ мещепая ТВС; 2 - бло«для внутрзнонэык датчякощ 3 - блок дл» ОЗэрмпп СУЗ; 4 - графнтсеал сэлщ вал« щпояка

В «ЮЗдый толпкн«ый капал Зюследалательнс эагружеетсл 8 ТВС, дрздстаэюпщ«пх собой грайнтовую трубу; ваузрк щлюрюй расположен пучок пэ 36 гаазов, закрепленных в аэрхЗЮВ в.«Ихней днствплзоннруюпп ч решатках ка пентрэльном стерж«э луч«э. Дй)3«э одной ТНС оао«о 1 м. Попер«(юсть тевюобмэка в ТНС 20

16 «323 ' обще«покарзжсюЗО те«ассбОЗФ«а в а«таз«оВ эона болев 7300, Таза старжщщзго чппл сей«паэт«я аз таблеток лэуою3- ск урана (дээмэтр тазчщт«н 14,6 мм) а труб«е аз «ФР33а«аюнюй сгющ томкиной 0,37 мм, с «аружной сторонм «Отерся пызютсп ребра. В качества матарзала оболочек тээщю зспмьэоланэ 3«ю-, аназзою разработан«ээ сталь, осаовнымэ «омлокаатамн ютзсрой

ж *Р м (20%), щ (Жй) к бий (0„5%) в пю Р- бпла. В среэз 60 я.услолющ юпчюаой эоны ещ сты«со«разлет рабоз'ООЗЗсслбкссть ка«матеРЗВЗл ОбсЗючкп тлела из чэыщрВЗТ

ры 626 ч.-.

С еэщю зырзлкнвнще Фкаргслылелеппа ло Радлусу а«тлэнаа щпщ разбптэ пэ дэе щщаопм. Ралноэесщю сбогщнепае зо ащ3т- Р П й ( ЮР П Щ) 3)ЩЭПЮ 2,028, ЮЗ й П 2,336. Обозна загрузя урщщ и ра««тор раааа 162 т. Среднее Озасрапаз щющюа 18000 мВт сут,/т, Убельаэя мок«меть Внзргозыдэлазаа Ф а«ею«ой. эона 238 МНТIМ' .

Перегрузка чоющлз про«щЗОЮЗтса за рзбстщопюм реюсрре через Фзэерсщ«в зерююй части бетонно« о ксрщч:л с эззе33щ ю кярегруэочюзй мщюпаь Козаююпща АЭС Фыщиаеяа тагч что пеп«разюаый ээл ЗЮЗюлтса Об«ам ющ люух Рва«торов. поэтому ЮЗ« Зюрю'Рущщ ащ'х Раен«гроз носза«О«ао щщай «ерегруэФОВЮ

маяакю3

В ассаьинюс щлющчх реэатсроь 4633 (АЭс 'харт«пуп'.

1(зйзщы ) Зющщсщщ'щгск асщьюэолать лругуЗО компоновку сборущщщщз 1~ о зюатура в корпусе кэ пйй(В (рис. 236). плрогеиера«33щ и 3 ОФЗнйю«п «аллой нега« Рас3«щщкаэы Ф аертпкьа ща«плЗщз«начес««И иолостй«йайо«РФЗюччаюю й масса счел«н щрдуса. Такал схнма окаомзеэтся казбогюз удобной лрл энсюнзюозюЗЗЮЗу 333сс'«О сс)ЛВастВлащсе Вемена ПФЗЗогг,ператсрэ к газсдузкп ь случлэ ащаща лх на стрщ

В рб нор «р" р р

3(ВА элп хщ созаазнэ вполне р б зоз«юссб«ой а ющщкн в «окот)у«ЮЗИ еяэргатнческщ'о роаатоущ средней ыощяосгя У А(л ю 600 МВТ(е)l Сюю«о, как отмечв«юь в гЗь 1, не удаэмю осунюссящь гщющло задачу - зх3:щать ующчср, Зющурзп„

осз«зс33бнззй с лруглза3 соэрззЗзщпзмк тнплмн э«эргат«чесющ ре

щщсрсз, а Верную очарейь о Реакторамн с иодямм тепюпюсатеюм. В р юже Аб((уж р

Миазмам элщ«зжюю«33м, ООЗозаВзэаю ФЛВ«кчкаи мощ«ость кГщ Мщщщ ° щ Мр щр СО3, д ЮЧО щюрэ Ю аа

Распознанный текст из изображения:

Дй„'т,.'„Ням'" ="., "М" '- ъ»7

вс.2.0. Ннтег~эльхпзя «омпановка орсэ«то«доз в породе нз ПНЖБ

преп«ею»)»»ефного «зпе»швей»»»р»» )й г (шйвк~~~,-т(» сэ

»елле»ф»»очп~ д»ее(»с»»гп нйэ»об« - тнееряоруеллого пврФ»дбподпоп

22

22. В

йш,~» дюй(ш(щйй)22 В самом на«взнял двянсго тяпе рве«торов - высею«юмпературные гззссхлпжлэе»»ыв (ВТГР) - ее«акен ссдовной крятврнй квчесгвв уствноаок даююго тине» чем выше температурный потевнвэд газе не выходе из решп'орв, тем выше тешюнэя 4фектнвясс»ь деян~~ уотэповок, тем шн)»е обпвс»ь н« всзможнсгс применения в техюисгнв. Однвко освоеюю в ршншч»- 1«ютроевлв уровня темюрэтур вшють до 1ООО-!!ОО оС связано с необходимостью решеяяя сложных техннчеглкк зедач, к в первую очередь зэдзч конструкгорсюи, м терведопэдчесннх и аксплувтвшювныг

Едянсл»енным приемлемым нв сегодняшней де)п теплонОспте»юм длн ВТГЮ »южно счнтвть «ям«чески внертньш гелий. Лишь использование гедня прп рвбочнх темнеретурэх ВЧТР позволяет успешно решюь проблему замедля»зля, ядерного топливе и ковструклновных Мвтерлэлов, поскольку всв теплонослтепп прн температурах более 700 С «ямнческ«активны (нзтрвй, водяной пвр, С() .я.)»

Сейчвс обшепринятв «окпепшш керамической эктввнсй эоны ВТП'. С пепью улучшения нейтронного бвлвисв в ективной попе Нв попользуются тугспладк»ю к жэростойкнв метзллы, нлюшлне, «зх прпвюю, в«молю сечеяие поглошеняя тепловых нейтронов.

Поэтому сстшчся относнтепьно небольшой выбор воз«южных мптернэлов и компоэшпю для ядерного топлквп, эвмедп«геля к отрзжвтвлк. Это графят, окислы в кзрблды топлквв «воспровэвсрюлвх материал»а. Пля ВТП прпюшплвльно достюкнм коэ)(ш»шант воспрсвзводсгве вплоть до 1,0. Испольюеь»ые компоэншш а«ювяой эоны позвошппт даст«гать рекордно высоких уровней выгорзвнв топлива (до 100000 МВт сут.lт н выл«о), что эксномвческн очень выгодно. Реакторы о гепневым теплосослтелем менее чувствягельвы к пвэрвйным свтузппям, саяззвным с потерей теплоносителя в активной зове, псскольву этот прспесс ве взмюшвт реехтнвпость (гелнй не псглошпет в не замедляет нейтроны), в остаточное тепло вк«умулнруетск грвф«товыМ зююлюше»юы

Вс вовк резпнзсввнны«н эеплвявровавяых к с»р»нте«ьству ВТГР в «эчестве ядерного топлввв используют с(ср«чесюю часшшы, сопержешпе ле»шшяйся э вес«ровэводяшля нук»«юы (нлв раздельно то н другое) с пакрмтнем перо»шт»г»ескны грэ(нтол»,- тек наэывэемые 'мпкротвэлы". Покрытие выполляется обычно в Юснслько слоев (не менее двух-трех) н практпчесю» ю прспускзег гвзообрлэнью пролукты аелеюш вплоть до темнервтуры 10)0 С. 23

Распознанный текст из изображения:

Коэффициент утечки газов через гюкрытия имеет порядок $0 Металлические продукты ядерных реакций паглошяютси в графитавой матрице, в которой диспергироваиы тоцливныэ частицы. Введение ешэ одного защитного слоя из Йарбида кремния 5~С увеличивает защитную способность оболочек михротвэив эшв в 2 3 раза. Размеры микротвэла ие должны превышать 800-800мим, что связано с механическими свойствами и изменениями в раэмерах пиролитичэсксго графита под облучением при высохни тэмператямие

Хорошие запштные качества оболочек микротвэею щиаодят к очень низкой актюйости тешюнооитэли 1 во инлура (нэсшиа ко десятков кюри) и малому зи рязнэнию рабочих поверхностей обарудовани». Знач,ктельное загрязнение.возможно лишь в ава- . рийных ситуациях, когда температура топлива превышает 1800 оС.

На основе технолгк ии микрщээлов в сочетании с графитовым замедлителем можно шиотавшюать твены и ТИС различной конфигураииж стержневые, призматические, шаровые и др. Име ется Возможность конструщэо64н$э активную зону с любыьи иеоб'. хадимыми качествами, нащжмер с небольшим гщфавличэсиим сопротивлением и высокой эиергоиапряжэннастью (стержневые ю призматические твэлы), с нецрерьцвиой перегрузкой или даже циркуляцией топлива (шаровые твэлы) и др. Поэтому однозначно ответить на вопрос а лучшей форме твэла (типе твэла) дия ВТГР нельзя. Определяющими факторами здесь являются назначение установки, ее параметры .и режим экоплуаташая,

Выбранный тип твэла нли ТВС ~ю.существу 'оиредэаяэт ~ принцип конструкции активной зоны ВТГР; При иаиользоэаиии шарового твэла конструкция зона пояучаетси ниФалее прастойг ана йредставляет собой цилиндрическую емкость, заполненйую твэламн. Графитовые стены. емкости (боковая и нижияи поверхности) выполняют. функцию отражателя нейтронов. В случае использования стержневых и призматичес1 лх ТВС обязательными являются нижняя опарная плита активной эоны и верхняя дистанционная плита. Подобная схема . традиционна для мнагих типов реакторов с различными те~июносителиьиг. В первэм случае ша- дОБыВ твэлы просто выгружаются из активной зоны и загружа ютоя вновь, Этот процесс можно асуцгэствить и без остановки реактора.,Во втором случае для перегрузки топлива реактор следует останавливать и использовать специальную перегрузочную

машину.

. Предложены два с чаоаба использования шаровых твэлов в ВТГР: многократная циркуляция шаров через обьем активной зо- 24

!

ны и однократная циркуляция. Реализован пока только первый способ (реакторы 4~/Р, 7М7~~ ). Иастаннствам первого способа является наиболее полное перемешиванне твэлов и, как следствие, равнамернаэ выгаранне топлива. Однако практическая реаФ~зация способа мнагакратнай циркуляции твэлов паста= тачка сложна: в реакторе появляется высакаактивный контур перемещения твэлов из пространства пад.,активной зоной в ее верхнюю час,ть, оборудование для кантраля за качеством твэлов, система контроля выгарання топлива в каждом шаре и т.д. Поэтому большое внимание сейчас уделяется другому способу, при катарам твэлы проходят активную зону только один раз н затем выводятся из реактора. Йастаинствам данного апасаба является вазмажнасть достижения более высокой температуры на выходе иЗ реактора и дастижения максимальнага выгарання. Следует, однако, иметь в виду, чта для ВТГР энергетического назначения с паровой турбиной ва'2-м контуре совершенно дастатачэн уровень температур на выходе нз зоны' да ЯбО С, а такую температуру можно получить с любым типом твэла. Поэтому шаравые твэлы в сочетании са способом аднакратнага прахажденпя активной зоны перспективны для реакторовистачннхав технологического тепла с температурой галия выше 050 аС.

Для всех типов энергетических и технологических ВТГР удобной оказывается пнтвгральивя кампанавка оборудования ь

корпусе из прэдварптельна напряженнага железобетона. Подобная компановка -пазваляет упростить конструкцию 1-га контура н входящего в эга состав абарудавания, павысить безапасиасть установки, упростить эксгпуатацню и в некоторых случаях снизить стоимость установки.

В последнее время для ВТГР техналагическага назначения

предложены и другие варианты кампанавак оборудования - палуннтегральная и традиционная петлевая в сочетании с корпусами из предварительно напряжэпнаго чугуна, тяжэлага армацэмента н стали. Подобный подход преследует цель разделить реактарную~и техналагнческую части установок, ввиду абсолютной

недопустимости пранпкнавения радиаактнвпасти в продукт тэхналагн есксга процесса. Кроме того, габариты техналагпческих

устройств (химических реакторов, теплаабмэнникав,н других

устройств) иногда существенно больше, чем реак ара и ага

абарудавання, так что эканамцчески нецвлесаабразно савмешать

нх в общем корпусе высокого давжния.

Очень слежка проблема падбора конструкционных материа-

Распознанный текст из изображения:

Э ОО11

~о ~86

о

о

Щ

!о„о

'Ф

о н о

Ж о

о У-'Ю

СО о

!«

о о

о О

ОЭ

о"

!о ю

о

Я„!'

о о

!О СЧ о ю о о

ю

Ю

Е Н4 1- !

1

О

лов для элементов 1-го контура ВТГР, работающих при максимальных температурах. Это в первую:очередь трубопроводы горячего газа, высокотемпературные теплообменники, армагура и, естественно, несущие элементы внутрикорпусных устройств— опорные плиты активной зоны, сборные коллекторы горячего газа, а также рабочие органы СУЗ. Ресурс работы этих элементов должен составлять десятки тысяч часов при исключительно сложных условиях работы: высокая температура, большие механические нагрузки, реакторное излучение. При конструировании указанных алементов принимаются возможные меры по улучшению условий работы: выравнивание давлений внутри и снаружи замкнутых полостей„обдув одной из поверхностей холодным газом, циркуляции теплоносителя через активлую зону сверху вниз (что существенно облегчает усилия работы органов СУЗ в верхней чаотИ активной зоны), использование коаксиальных трубопроводов с горячим газом в центре и др.

В табл. 2.1 представлены состав, механические свойства при высоких те!!пературах и относительная стоимость основных рекомендуемых конструкционных материалов.

2 2 2 Реакто ы с ша овыми тва ами. Использование!шаровых твэлов в ВТГР позволяет получить определенные преимущества, среди которых наиболее важным является возможно~ж непрерывной перегрузки топлива в активной зоне. Ввиду огромного числа твэлов, загружаемых в реактор, каждый новый твэл вносит очень маленькую избыточную реактивность, что делает процесс перегрузки совершенно безопасным. Отпадает необходимость в сложных и дорогостоящих перегрузочных машинах, ха-, рактерных для всех типов реакторов, лерегружаемых на ходу, т.е. без остановки, При использовании шаровых твэлов избыточная реактивность в начале кампании и в конце ее примерно одинаковы, что упрощает процесс управления реактором и органы СУЗ, Исключительно простой становит л конструкция активной зоны, формообразующим элементом которой является графитовый отражатель.

В реакторе с шаровыми твэламн возможны два метода их перегрузки. В первом методе одни и тв же твэлы многократно проходят через активную зону, во втором твэлы проходят. через зону только один раз. Естественно, что в первом случае скорость циркуляции твэлов через реактор значительно выше. Метод однократного прохождения больше подходит для твэлов с нчзкообогашенным то алом. При многократном лрохождвш!и твэлов через активную зону достигается равномерное и оптимальное выгорание топлива во всех тьэлах.

26

Й,

И Й

8

6

И В 3 о 3

Распознанный текст из изображения:

Экыюмвческк зжь конечно, выгодно. Однако в резерв 1юнвпвэтсн спешив» и де»ннтв»енюю снствын и»рщщиин твенов '

(рис. 2.2).

Рис. 2.2. Схеме ииркупвпии юерсвьпс тв»пов в ВЧТР с звсып»ой экгв ной попою 1 '- усцюйство псдзч» твепощ 2 - усцюйсгво дп» исопедовэвин твз»св в ввмзреюю выгсрвнюц 3 - взпрзвпюошве приспсссбвевив; 4- водьвмввк твзпощ 8 - зктивввв эоюц 8 - нзкоютевь1 Т - шзгсвьщ рвтдвюшшнь йвепов1 8 - ем»ость дпв поврежденных тве«бв1 9 - лромежуточрые шнэюц 10 - успройство дпв выводе твенов вэ ковтурщ

ЗВМ и а упр й н ц

й

В спучзе шпю«рктюго прш»вкденвп твенов необгшдшыеи глубине «ыгсрзнип беопечив»етс«вв сдвк проход, ко овз не мсжет быть с»низ«свой дпи всех тезисе из-ев рзэпвчных чрз.- 28

екторий кк »виже«и» в швровой эзсыпнв и нервнномерносгн нейтронного потоке во ве объему. Полная вемена тввпон в ективной зо«е. происходит примерно зз 3'годе. Гневное достоинство пенного методе состоит э воэможности получения боже высохой гна 180е200гС) темперзтурм гели» нэ выходе «о резктора по прес»синю с первым методом пр«псе«оп«ной чэ«с«лаю »ой темперзтуре топливе, Зто онпз»но с тем, что прп догрузкв э верхнюк честь зктнвнсй 'эоны 'свежего" нов»нее твм нэб~лодэетс» мзкснмулн нейтронного потоке и теппоэыдепеюш, з тенпоогвод обесдеч»взетс» 'хоподпым' гелием, проходя«шм через зону сверху вике. Те»попы»сне»во в шюней чзсгн эоны уже квведихс. и отвод тепле ст поверх»осы твэлз может быть обеоречен пр» неболыюм перед«де темперзтур между поверхностью , твэла п гелии, Спедсввтеньнс, нэ выхопе иэ резкторэ температуре гешш прибпнжзетс» н теьшеретуре твэпз (рис. 2.8П Укззэпный Перекос" нейтронного потоке с мзкспмуыом и веркней чэст» эоны Повышает эййэктнв«сечь оргвнав СУЗ, взодиюхх в шеровую эзсмпну сверху ювю: «опнчестео стержней регупировенн«и глубину пх погружонв» в эктввную зону м<вкпо сокраню.ь.

В режторвх Я ЧК» 7Н 7И испопъзуетсп метод многократного прохождении твэлов через вону, Во многих персвег; тнн»ых реакторвх~ в особенности нжчншшн шж источи«кэмп техкопог«чзокого тепле, дп» нопучьнин мз"с«манькой тем«ерзтуры гелия вэ выжде нз реекторз предподэгзетсн «спопьювечь метод одпокрвтюго про«о»демы твшюв через объем а«»юной эоны.

В«Ссохотел»шратур«ы'1 рез«тор дум [ФРГ!, введенньЮ в

эксппуэтзпиш в нвчжю 1988 г., не»нето«первым рспкт ром с шаровыми тепювыдепюоннмн эпемэптзмг. Реектор рзьотоет в составе небольшой АЗС электрической мошностью 18 МВт.

Опыт Ю«шхтировэнвя и эксппуатзшш «того реэкторв веже» ппп о«вини и сбос~юввния всей ксппеппин реакторов с гзэсвым твппсношш гшл~ н ззсыпной зктнв»ой зоной.

Реактор Д'Ы выпопиек по схеме с интегрзпьной «омпоновкой сборудоезни» 1-го контуре ~рпс. 2.9П озкпюче«ного в двух стэпьпых корпусах. Внутренний корпус зепапнон гепвем, дюкс«не южшрогс равно 0,98 МПо. В пространстве межю. ыг~треннвм п внешним «орпусоы рэспопожена бноэл п*шско«ншппте.

Зтз полость зппп»пепе эзпнраюшнм гээоьь двэлонне «стороно нв 0,1В МПа бопьшз дзвпень«в 1 м «с~суре. Сзспсьгтспьпо, пр» рэегерметкэзпви внутреннего. корпусе ект«вный тоглопосчтель не мшкет выйти в окружзюшую сроку. 1(о ш ковке эсоп

2С

Распознанный текст из изображения:

т,~

200 $99 4499

2 зф

Г)бг

АОС пыпоенеа так, че«' абв «арпуоа реаатара н рвспонашвпнье эа нлмк вопомагатее пмв системы заключены в абапб звювтаыа контэпнар, выатовлвнныб вз сталя.

О) Б')

Ркс. 2.8. Распредегенпв тешкеыдевеннп (а] н «зраагершпх чомператур (б) па высота ВтГР с шаровыын твэлвмя прн юп

однократном прохожденла через попу

А«тввнаа эона реал«тра яабпрветгш яз 100 000 шаровых таелов дяаметром 60 мм, свободно эаампввных в пилйашлчао«уе гра(жтовую шахту. 0|шее ею ты коюшеское, угол раскрытия конуса 120", Па ввутреююп поверхнастп графитового агре- . г жателя сделаны 4 выступа (калана) расположенные через 90а.

Внутр1( пилона«1 леремешвютов стержш«СУЗ.

Шеровые твешя решгерп А тЯ лретерлалн сушеогнешйло эвалюшпа. Твэлы первой загррл«п, в. стовлеьяые в США, пред ставпплв собой грз(штовые'сферы диаметром 80 мм, вс«ыутреннян полость которых была заполнена мккрачяэламн, графитавыы побаюкаю н связующим вевеством (рнс. 2.10). Герметнзанлв твэла осу«юатвляла«а о помакала резьбе«ап прабкк.

Г Иючжоэпелнме е ФРГ твалы второй эагруэю«Д Ю2 оглняалнаь тем;что мнкратввлм каняавтряровалась по ввутрвшеЯ поверхности грвфятовоа сферы. Певтральнан часть тавже эвполннлась графптовым поропшом н авязуюшкм веществом. Способ теряет«зелик тат же. Погоблан кояструюш» твэла веудобаа и атно сателыю лар«» в,, псс«онь«у тра(«шалее О(еры пол«чалясь абточкоя нз бжлоь.

80

Ряс, 2.9. Рееааэр

Д УМ : 1 - пзро-

гевервтор( 2 ана-

лог«ческап звюгга(

3 — здтнвная эона(

4 отрика"ель«

8 - тепловая эааш-

тш 9 - опорнап

КОЮГГРУ«ЮЯ1 7 - на-

ружна» обо.ючкэ(

8 - гаэолувка1

9 - опора «орцгсщ

1О - капал ззгруэ-

Кк ТВЭЛОВ;

11 - внутреан«9

«орпус) 12 - вывод

труб парогенератора

Распознанный текст из изображения:

а) б) в)

Рнс. 2.10. Вар«а«ты шаровых твэлов реактора я)у)7 ! а - пер-

вая загрузка) б - вторая ээгруюпб в - третья загрузка

ЯУЯ н УЛУУР.

Пля поспелуюлшх эагруэок Я!УУ(, в впогледсгввн ддя реак-

тора УН УД, «спольэсваны прессованные тввлы. Твэл ссотоят

нэ сболочк«(грэ)ят) тол«плюй 5 мм н пвнтраш ной чапая о

тошпшом диаметром 50 м)а (мящютвэлм, тра(шт н сввзуюшве

«оввс«во). Объемная даля лпшротвелов в лентральвой частк не-

велика (12а17%). Это сботсштельогво гаравтарует высохую

теплопровспнсогь неитреньвсй части н хорошей тешюогвод ст

ьшкро«велев, Кзмяый твэл содержит 1,1 г урана-285 п ЗМО г

."-.- Ги'-~ж.

В реакторе геллевый твплоносвчепь пнрхулвруэг слепую-

шпм образом (оМ. Рнс. 2.9). В актнвяуш зону гелий попадает

снизу через регупкрную с«стешу рапдальных прсточех в ««жнем

конпческом отрюкатепе. Проходи вверх через шаровую эвсьшку,

ген«я негр«веется от !75 до 850 С н под«дает в верхнюю

часть «орпусв, где расположен блок парсгенераторов, ссстся-

шяй нз четырех незевпсвмых модулей, кшкдый пз когорых мо-

жет быть отключен. После парогенератора гелий яаправпчетсн

юзю часть внутреннего корпуса, сила«да» корпус я теп-

ловую зэш«ту. Под активной зоной расположены две г др

аэз пш«

(одна лз янк резервная), которые снов» напрввлюОт гелий в

а«пивную попу.

Л1ежпу гра(штовым отражателем н тепловой ваш«той внут-

ре«него корпуса,

пуса, поп эхиплюй зоной л в зове нед боковыН ст-

ража«ело«~ у стзповве«а теппонзошшка нз каменного угля. Его

обшан масса в реакторе дсствгэет 1Р' т. Однако таков теппо-

52

ваопвянп пр«выськвх таыверетурах выделяет Много окиси у« ле-

рода в водююгс' пара. Снствмой счвст«л зв первый год удалено

нз гелиевого контура 780 ш волы н З)У) «г СО, . Поэтому во

Роек послеяуюшях раэрабстквх деклмеюуется «сноп«зевать по-

добную теллонзопяшпо в местах с относительно низкой темпера-

турой восле преднар«тельной счнсткн утля.

Нв реа«тора Я У!2 были успешно решены многие проблемы,

характерные для различных таков ВТГР. С помошыо ран«пню~«

кояструктпввых Эмерспрнятнй удалось довестн годовую утеч«у ге-

лня до 4О(Ю:,м, что равно првмерно одному эаполвешпо конту-

ра. Надежно н эр)ектнвво работаег сне«юла о«петю~ гели ст

пыл» я газовых Шэнмесей. Полностью оправдалк себя принятые

варна«ты «онструкнпй элемеатов оборудованяя 1-го кон«ура. На-

конеп, ввнлу рьзвнтна технология мккрствэлов с многослойныьш

покрытнамн На нескольно порядков сннлюпв еглшносгь гелия в

1-м контуре в, как сладствне, шш. Рхнсствая акт«велеть обору-

донэння. Уэлм нз холодной области реактора могут быть «зале-

чены беэ применения спепналььых зашнтпых «онтейнеров н экра-

нов. Не«старые меры бееоп-сностя (например, двойной «орпус

реактора) сказались нзлвшюп.ш, н в двльнеуяшх разрабстквх от

ннх сткаэалпсь.

Для вынвлеюш некоторых вопросов безопасност«на реак-

торе былп смоделнрованы дссгаточво серьезные авзрнйлые снтуа-

нюп выход нв строя гаэолувок, закллниваипа стержней авар«йной

защиты, лрекрашенде ш~р«уляшп~ питательной воды и таь Ва

всех нсследованных сптуашшх реактор Я У!2 показал себя пспно-

отью безопасной ядерной уста«ов«сй. Проведенные нсспедоьап«я

вазвшппш поднять темпергтуру газа ва выходе пз реахтор» с

550 до 950 оС. Уже несколько:жт реактор эксплуатнр)ччсн е

тююм реж«ме. Прн эгсм его тепловая л~ошнсс«ь поныл сна с 45

до 55 МВт.

С«стема перегруэк«тошшве реактора Я'/Я расс п~тана на

ыногократнсе прохожденке тввюв через активную гону. Схеме

пнркулншш «валов представлена на рно. 2.7. Каждый твэл про-

ходят коатроль мехе«пчелкой лепоотшжчш, н в случае повреж:э«-

яля поверхности, «эмененпя размеров п т.п. он вывод«тся нэ

пакле. Крома того~ предусмотрев ко«троль стапеля выгорашш

ядерного топлена. Спенвапьнсе выч«слвтапьнсе устройство агре-

делнвг, Можно пя загружать твап в решшор (к даже в какую

эолу Реакторы ле!шпальную нпн порпбзрпйную) пга ого слепует

ю«прашлъ «и паре)люог«1,

ТоЕвехый 'реактор ТМГР. -ЗОО. На основе успешного ояыта

экснлуаташш овытшлю акспернмепгального рмшто1; Я У«. с ~ а-

ЗЗ

Распознанный текст из изображения:

р н юх е ФРР В щю шй Вш» Фщщжюю,М;3

Н Р ЮС УС Н Ю О ПТУР Уу(т -ЗОО. В УР В нзп 3»нпнссть устэнсюа ЗОО МВт(е) до»«не юзиипгш щювэок»

Р р у т 3 р ВТ(Р ющ ш поко»еввв мошнсстыо 1000 МВг (е)» бо(юе.

Реактор выполнен 3ю схеме с ввтагршш«ой комнововнпй сбсрудсшз«нв 1-го контуре в корпусе «э ПНЗ(В. Тоюшпвх »уев б»!сивого корпусе 5 м, двлыегр внутренней полозы! корпусе 1634

18 П р р р р шюв Р ной ст» корпусе вокруг зкш3внсй эоны.

Дэв3шн«е геле» в 1мл контуре сост»взлет 4,0 МПе. Теклю ретура гели» не входе в рве«тор 270 оС, пз вмходз 760 оС. тзшю температуре нв выходе выбрзнв яз соаурзжэ»3ю мэкшпмзльпой нздежносгв рзбочм элементов Рея«торе э пзрогеюр»горов з тзчеюю дл«те!юного времен«. Кроме того, прк зтю3 марам«трех в установке геюрпрузтсн перезрелый пер! давлением 18МПз„р ур 8625 "С, у КПП о«оно 40%. Срзннпв эн»угон»3юж«еююспь э«тввной зовы 6 МВ«3ЖЗ. Погерн два3ш»383 в 1-м конпуре союавляшт 0,12 МПз. Моняюсгь гззодувок 1-го контуре состзвляет примерно 12 МЬг. ((3(

дктввнзя зоне релкторз 733 ууЗ прелстзвпяет собой свобод- пш нуш ззсыпху шзровмх твэлов дязмвгром 60 мм. Пнэмлтр »кгпв- ф эой зоны 6,6 и, средяян выл!»в 5,15 м. В ективной зове одвовремеюш не«од»топ оюло 700 000 твэлов, что сосгзвввеч" 86% ст обшей ээгщгэкн тонлввз. Выгрузка топлена щшвопвтсн чщюв 1% 3шнк канон, рзспол3юенный в «москве н»жнего отрлжювл«по ог» ш,тнэной эоны. Ззг( уе«з с3шжкх я Решб3«улнрупо«3333! ЧВВ3юВ

РЮ3»вшнгг:и «эрез юсхс3шко эзгрузочюлк огвзрстюу в верхюй члстн корпусе н верхнем отршклтеле. С3шчемэ эзгрузкя пря вормельной з«сллуэтзпн» Рэшшорэ яыеэт прованс!пшене»ость В30 700 твэлов в чзо. "Ф

В рез«торе неволь»лазя уран !о«левый юла\. В качестве топливе кспольэовэн высокообсглшенпый урез с содержанием «затопа 33-235 до 98%. Вослрояэношплвй млтзрлзл УУ3 -232. )3У) средюз ссс'гношеняе «лер1уу3 -232 «34 -235 в твшю состз»чи,5%! ет 1(«1. В кзлиюм тзэлз содержится около 1 г 33 -235.

В активной зоне выб)шнз схема де«жене« теплою«влепя гелия сверху зняэ. Постолнстзом тз«ой схемы «в!жется просчет» юнстру«шш артемов СУЗ н верхяего отрзжвтелн, рлботю«3В3« пря нз»более «ззкнх температуре«. Кроме того, в этом о3»чзз стоутотеузт еф(шкт 3 3плытня шерон в ектннной зою. Недсст»г«ол! такой схемы де»же«як гелия яеляется емсокэз температуре 34

В «нпоюй чала Ревкшаи! юскпзм страж»тыл. сбОР~

торе, о3юрпой решетке. По»жа нрвчпю все ушшенпые элемен:-

ты вышювены яз'грзфвтв. Поскольку, кзк огхючзлось выше, эк-

тввюш есле рзеюсрв у33 у(( представляет ссушй свободную э

сыпву шерою»3 твэлов, то ее»более отввгстзеяным внутрвкорщс-

вмм элементом явля»гс» грзфвтонея клзякэ (Рзс. 2.11].

Рнс %11. Грш(»«везя кладке реакторе тгутж ! 1 грзфятовые шиш»вы гыосборшпш( 2 - верхний сгрежлтель( 3 - внешний слой бокового стрзжэгэ3Ю1 4 - внутрен««й слорй 5 - втулке кзнала поглошзюш«го стержвщ 8 - штифт(7 - шпошзц 8 - отеерсгвя в 53юкз длп прохода поглощен«юге стержнщ 9 - канал длв

В»груп«я шаровых твене«; !0 - нлжянй охрзжзтепь

(рейн«овен «лзвк» в пенном случае вы»ол«»зт несколько функ»»93'обрззует полость, эзпопвяемуш твэлэмя, «вляето«стршквгелем пэйт(юное, тепловой зажатой »3Р»усз я»зрогзяэрз тср3Ю, Кроме ты о, в грзфнговой «ледке образуются «ензлы для щшходе тзшюноскте3Ю чер«э шзр3шуш засыпку. Прн рззрзботке

35

Распознанный текст из изображения:

ко«отру««цю шшдпн оп«та«ось чцш уцшурц еа рзбцшы «св а,в

монте дсоцкен быть )мне« 30 годам. Ванду оп«к«ой фор блогре(жта, в особе««оотн б«оков вершшго в шшцшго отрк«пыы цепей, было «веде/ю сгранвченпе нх тлпораэмерсв. Препрнввтм меры дла с««жамм терм«час«в« нащ«океннй в бвокзх н нсюночен«н аацркжещж растюкешю.

Боковой сгражатель рыб«э ва две зовы, ваутрзюпшо «

эружвуш. Сбшап толю«на очршкателе 1 м, по 600 мм кв«юаа эона. Бло««внутренней зоны ймшст меньшие размеры чем варужвые (по высота 260 мм а 600 мм шштвзтствеюю) л вюотовлеюи пэ прочного нзотропвогс грш(ште, лоск «у фшоево быстрых «ейтровов эдесь.мшкет достю еть 1,3 Ю~2 вейгрбшю/сьг. Фнксаанв блоков прона«од«тон грш)атсвымн юпшшвмп во боковой лонер«носта. Соедквеюю блоков в вергвкв«ьвом вшюввлввнл ссуюествлнатск графвтовммк штырпью. В кшкдом втором блоав вцутрп его по«са вмештск кана«ы д«в разыввюавн стзржней СУЗ. Всего ташш шшелсш 38.

Рно. 2,12. Ннжвнй отражатефш Р лг Т,~г;

1 боковой тепловой - юрзщ 2 — боковой отражатель) 3 - б«о«в шок«его отрежэтелщ 4 - колонны газосборюс«щ 6 - тепловэслнцнэ

Нвкввй отражатель (рис 2 12) собнраетсш вз шеогвгрзн пых бшшсв с размером под ключ об мм. Зтв блока оппраштсц ва цвннвщэвчоскве шнюввы днаметром 100 мм. Поскольцу пространство между нплюшрнческнмв «опон«ам« ншшетшц сборным коллектором ллв'гор«чего газа, то в б«оках шаешччш отверстав длв про«ода газа в оса«ем напраыюнпн. Ннлцнпричесюю «олонвы, в свшо очередь,' операм«он на гре)шччюый вастнл толю«ной МО мм н слой снелла (600 мм), когорме пвлшцтсв «евтронлой «вжатой в тешшнзолнпней железобетонного корпусе. Шест«тра«- вью блокн образу~от «о««чес«ое пннпш актавной зо«ы (угол З)о с горюоаталью). По ос.в реэЪтсрц а к«жнем отражателе распцлн«ек канал аыгруэкн твэлов.

Верх««й страигатель пабнрзетсэ «э шестигранных шлюзовых колов«. По всей вьшоте «слон« выфрезарованы лазы длв щюхпца геши а а«тканую вову. Кеждые шесть колона образуют «анан лла авода а,засыпку стержвп СУЗ (всего 42 мнила).

Ура(шчовыц кошпшы псшюшкваютсп к бетонному корпусу о ломошью стельных стержкай п брусьев чераз промежуточные «ольпа. В пространства ьшжду ьеркннм очражателем н корпусол~ расположен торэевой тепловой экран, собнраемый нз таках же шествгранвых' елаыентоа з 3 слоя: ч)туя, графнт н снопа чугун.

Боковой тепловой в«рап «еготов«ан нз тугую. Его высота 13,76 м. внутренний пламетр 8,2 м, тшшвцш 30 см. Влн у«обет«а моптажв экран раздела« по ьькште на паухмощоэые «ош н», шпцкш вз которых состоит вз !2 одннаковык сегментов Боковой экран 3 бс«спой отражегель соединены рэспорнъ~ми штыркмн длиной Э)0 ым. Штыри нужны юш «омпенсашц. ралпшп юх перемешев«й экрана п отражатслв кэ-аа термнчэскюс расш«ранна, перемашенпк сторжней СУЗ, лвюкецнц цшровых темке.

С«стеша унга«лекал н зал«гуж рее«тора Т//Т/(:.ОО соогоаг нз 36 стержней, располагаемых а боковом отрежитела, н 42 стержпей, аводнмьи непосредственно в шщювуш засыпку. Наружный лвамецр стерююй раас«ПБ мм. Консгруат«впо стержень состоит нэ 2 шжцентр«чес«нх отплыв~«труб, мшкду шшорымн раслож«кены ш«шилюлн не«тронов - «аралпшеокне втушш «з шфС . Го«оп«э сгсржка спрафлшфоаана под дааматр твэла, т.е. 60 л~ьь Прн ус«лнп в пас«олько тона сччржцк впелряюгсв в засылку, «е разрушен таэлм. Тцаксньш.ч.лав скорость двнженнн стщцкней эзар«апой группы в засыпка 30 см/с.

Оп)шпелев«э станек« выгораннц топлива а теале пропааодптсп в спецнальпой крнтсборке с пебопьв.оц зпгрузюй, постольку аыгсраюю топлива в твэла составл«от лолы грэмма. Сксгемэ шЮ- кул«шю топлена подобна аналопгюной с«отсыл роалтора 4ый и

37

Распознанный текст из изображения:

имеет прокююпятши восп пп 1030 твэлов/в, что дзжв больны

чем нужно при нормельной екоплуатепюи устввовия.

2 3 Р

Шаровой твен ие явлнетсл единственно возможным дил ВТГР. Грв!жтовой метрике с дислергировэляымн в ивй товпюцшвл! чзстипвыи ири прессовзвии может быть приделе лрзктичшжя юобзв 4орме: сгержевь, трубка, призме я тль Полученный теням обрезом тлел !или ТВС) тршцшнонви длв гетерогенных реакторов. в отличие ст шарового твэла. используемого только в ВТГР. Резмелююю твэлов а вице регушпрвой системы нцпоявюкных элемею;ов любой формы поэволиет вырвввнть рнсщюлвпение эюрговыделэюш ло рашусу ревтяюе, вэнример, путем создзюш эон в резкторе о рвэлдчяым сбсгшненвем топливе, иозрестеишюм ст пеятрз к !юрвферии ективной эоны. Для лодучеивя одинакового подогрева в ссстеетствуюшюг зэках можно ввести гипрзвлическое прсфвлирсвэюю расхода по рзлнусу резктсре. Прв иовольшэввини шаровых тввлсв вырэвинвеине энерго выдепении и прс4жлнровение рзсхояе практически невозможны. Введеине стержней регулировенвв юпосредствеиво в шаровую зесыпку требует больных осевых усппий в уменьшает скорость вепеюш ч юй. Эт го ед нцт у ВТТР с пр э втическими к стержневыми твзиемн, где оргены СУЗ перемвшюог ся по вышив ективной ноны в кеизизл, ззполяеннып теилояоси телом - эго трздишювисе решение дпв влек гетерогенных реакторов. Геэозея плотность 1 го контуре резкторв с шарювылш твелэмн эбеспвчязэетси эилчнтепьио юшлшее и кюЗюе юлнжво чем в ВТГР с неподвжкными твэлзьо. и ТВС, иссюмьлу иенрврывнвн эвгрушш и выгрузки шаровых твэлов ярввсдит к постпвнной утечке гелия в реэвзгвлеююм «оцгурв.шюкулвпии твэлов, Нзкскеп, некоторые нонструкявв призматических и стержневых ТВС могут в лрнвшпю обеспечить более высокую температуру теплоносителя не выкоде из активной соим зэ счзг уЫеньшевин толшиим структур, в «сторых респолшкено пдзриое тоюжэо.

Все выжженное привело к тоьцг, чго а США, Англия. Японии, Франции в большинстве перспективных лроребсюк предпочтение пома огдэется лриэмвтвчесниы, трубчзтым и т.п. твэяем.

Плй,первых опытных ВТГР 'Прзгои и 'Пнчм2сггом' были иэгоговлеиы стержневые твэлы. В крупюкх энергетнчесюсс. ВТГР тзюю твены вспольэоэзть нельзя, поскольку црочшжчь нх непосгетсчне (по высоте зпгивлол эоны 8 В сборок устзнввэлввются онпз нз др .ую). Поэтому были разработаны прочные конструкции в анне шествгранных призм о размером !шд ключ 380-800 мм н высотой пс ! м. Нх ьюлно рзжпелвть иэ 3 ввдз.

38

Рво. 2.13, ТВС решггорэ "Форт-Сепг-Вренн: 1 — кэиэл плн тацпонсснтелщ 2 - непал дли в серею~не о псглотитешц 3 — топлю ный хэишц 4 грэфитсвея лрсбклц 8 — отлерстне юд захват;

8 - штиф! двя 4жксляпщ 7 - поток гешш; 3 - сто! мень с выгорэюшим поглствгшюм; 8 - «вилл теп:шносятепя; Ю вЂ” топливный слой 11 - гпешю для л~тицлэ

Распознанный текст из изображения:

3 З,г

ы )'

а)

Ркс. 2.14. Стержнеблочнве ТВС (а) в топлвнвые сердечняли (б)

(проект н?36 Н 1 - топлввный сзрдечннщ 2 гра(итонов ло-

щгьггве1 3 канельг дгш 3'еплОИОсигвлв1 4 — грефв3'

В Реакторе н?гггс (г.шА) тошнщщю стержшг Рггшюгюрно Рэи

меланж в отденьнъи шщелех в грш)птовой матрене к не омыее-

югсв теплоноснтелем (рис. 2.13), В проекте реакторе гу?37

(Англия) лреллегвется нспогьзовпгь стержнеблочщш конструк-

шсс ТВС (рис. 2.! 4). Здесь топлнео респапегяегча в Гй 18 ст-'

еерстнях в графятовом блоке в виде стержгюй различной коягйг-

гурацлк. Тешшносятень охпеждевт непосредственно трубчатый

тсшшеный стержень по внутренней в внешней поверхноств. В

ФРГ реэребстен лернент 3 сегонельных монолитных блоков ТВС,

щ: кОтороы топлиенью охы елрэсэщынеютсн и гра)итоеу30

матрацу. Нсследозвнле показелн, что онн гччшэ обеслечищшт

40

Отвод ччлпщ От гор3счечО, чем ТВС реелища Н?ба.. Од3юно сейчзо еще лет утвершююючжш мнзиан О 30чнюм юпю ТВС ллн ВЧТР.

Реацио8. 'Щвгок', Вывеневеый не легшую монцьжть в 1966 г. ВТГР Вржои (Англве) бьщ первым опытным впверетом нллщго тяпа. Ршщтор успеваю ребсеап б нее 10 лет н в.

1976 г. бмл вьаедюг вз гюслпуетюшн е сьеэи с выпопееююм

вцстзвланжю эксгюрлмзлтальяой программы. Тепловая манность Реелтгщя 20 й(ВТ сбресыавлесь в атмосферу а Опешюаыюм еоздуксохлакдееьюм тешюобьюнлвна Терев промежуточный воюпюй шгищгр.

Стельной щщщ о реакторе «мент бутылкообрзэную фгрму (рао. 2.13) в юю яланей честн устэновгюгю опорнве плита вкюющщ зонм ° На апета реовзшщев пеукогюйяый отрпжетеж., выюнщеянмй ез грефвжшых блоков. Антнвнвв лона состоит нз 37 ТВС, наклев кв котсрык опирщчсв своей ияжвей частью шг юцкщой ннююга сборищ'о щелювлИщ. Но периметру вгтщлов воны ва г)яэал3а О Огрежвтелем устшшв3юны 24 кшюлв сщгга Лал СУ3. В. качестве пш.пошшоюего млтерлвла вслшаэоазв кербггд бора.

Вз и РЩ Р ц 1,68 )(Не, р ур анонц в ююяввую эощ 330 ОС, нв выходе 780 3Ю. Тешюяссцтель проходит через активную эощг славу вверх н на обпай смесщщюкой кемэры по шесщ выходным кганскепьным трубсгщщодвм посгупевг в топашбменшпщ. Холщный гегещ шг вюнннвй обпесча хоекснзгнщщю трубогщгасде гатодувкема яознрашаетса в нсрщгс реелтща, лрохОцвт вдгла норщ се черве эгрежетель, раэвцрвчвезагов нв 160 к снова нещналявгса в асиюЩгш ЗОНУ

Неяболее Орвгнаельлым в проекте Рееплцуа Врагон' вапнепщ его ТВС я твалы. ТВС лрепсгеьлеет собой (рнс. 2.18) сборку нз 7 теэзов. Твэл имеет кольнееую форьгу я решшножеа мюклу лвумя конпецтрвронвшлащ грвфнтовьаю трубвмн, Нвжнке чзогя всел твэлов е одной ТВС сообшввтся о обьемом устеноеочного металлического конуса, через который лровожщат соедцнэяне внутренней лолостя тванв с гжстемой очнстнн газов от

про"уктов пеленке. В процессе соеершенствоевннв текншюгвв мккрогзэлое лролэвошьчещ замена твэлов не более сонершенные. Вын некоплеп обшпрныв мегернел по результэтем релкашезнных ислыталнл разлнчных пернеигоь мгщротеэлов н стерлг

палых теэлов не грефитовой основе.

Распознанный текст из изображения:

Рис. 2.18. Топлнвнап сборка реекторе 'йрыов'. 1 - уствновочный конус (стюь)1 2 - квостовик твэла (гребет]1 3 — повукае проиуктов дэневищ 4 -' опорнэн втулке) 8 - нерувиев оболочке твэгю; 8 - топапю; 7 - токовый объекс 8 - втулка «реппенин1 8 - бопты креппенищ !Π— гоповке твен )гребет)1 11 - нвкидные гайки «уеююннк бэппов

43

Распознанный текст из изображения:

ум Толп«вою в ре» с ял вн о сбог

»гора луж ур шлепнем 83% по

и -235. В качестве воспрояэаолншзго матеркела в ранпячнык загрузках «слсш эовался тсряд-232. Загрузка реактора по урану- 235 состзвлюш 14 кг. В реавторе Лрагон* была посты аута макси«илья»я нз вокх ВТГР энергоналря:кеняосгь ахтнвно» зоны - 14 МВтlм3. Прл атом мекк»малька» температур» топлена пост«гала 1250 С.

Перегруэсчюя мзшнна пютокнно нахолвлась в верх«»Я част» корпуса реактора, однако температура в зоне ее раслоложе н»н не должна была превышать 50СС. Машина занвппэлаш слв нкзльнымн псдвшкяышк э«раннюю Перегруэка в«тпвноп ззны нронэвспншкш нз сстаяовпеююм реакторе.

Реактор ПвчБстюм". На АЭС 'Пят~о«чем" !США)

уотс«ослеп ь.рвыл ВТТР ввемчтнчвсксго наэначвняя (КУТБ!)-У).

Полная элеккрнческая ьюшность станшш 40 МВт была плот«гнута в 1587 г. В состав оборудования установка вкоднт гзволувкн, вкрогегораторы, састема счясткн геши, турбшенэратор я т.д.

зле«шиты, «о«орые позволяют сч«тать паинус установку перло» АЭС с ВТГР. '

АЭС "Пнч-Боттом" выполнена по лвухконтурнод схеме.

Теплонссптепь 2-го «снтура - гешш лол давлением 2,4 МПз, Температура газа нв входе в размер сосгзвапет 360 «С, на выколе 720 оС. Первый коюур состоят кэ двух пезавшюмых пете~, со с»сплю плрогенерлгором в газодувкоп. Вс 2-м контуре ггнерпруетсп перегрктыД лар с парамеграмп 588 оС н давлением !0,2 МПа. КПД ссставляат 34,56. Все реакторное оборудова ш~а заключено в шнюпдрпчес«у!о стальную обсло'л0 диаметром 83 и н высотой 64 м, заполненную зсстоль Матеряал сболочквугперодяста» стшю, тшшш«а стояк» 10-15 мм.

Конструклпя ревктооа лредстевпена на ркс. 2,!7, Вяля»дркчесюп) корпус реакюра выш«дне» нэ угларсднсгод сталя н имеет днаметр 4,2 м, вышлу 10,8 лд 'лишюну сгеюш в шлвпшрнчвско» част«около 86 мм. Гешю попсдмю в реактор по апаш«ел част» «озкснвльнсго трубопровода я, омывая всю внутреннюю шюерхкссть «орпусе (температура гзшш 350 сС), вв юпк~ю» истн «орлусв проходят а юатнвную зоюс В актлвнод зоне гелнк проходят лялю «верх н затем )телюгратура 720 ОС) по

нутре«лет трубе коакспального трубопровода - в парогенераторы. Пеа л чкш гею:я — '«ололпыд" входя ап п "горяча»' в «слякш» - по все» лозергнасю «оптанта разде»зим металлпческо» лзогвннел с газовым ззполнягелем.

Рно. 2.17. Реактор Г)Тиуу- у АЭС 'Пкч-Боттом". ! - опоры ~асхойвжйван» алм Ь ~ ™к Г " ко«я козу!0~ 2 - нзол»Д«Я6 Э - кошме«4 — стоеР«сень СУЗ 5 - от-

Йь4~ - тефч ва зашита..~ - вттлкк сн темы *Ьа ейного - опор»аз дзота эдны: кс -' тстана очныЪ стержень; оуь твэл; хк - стер сень Аз

45

Распознанный текст из изображения:

Рвс. 2.18 Тева раквере

'Пач-Вщтом". 1 -' нвжвю

оюрюзй элемеваь 2 - обо-

лщящ 3 - внучреввю па-

вуаац ! - нищай атра-

жеьел34 6 - тоЗяаввый

аЗвьЗееа3 6 - еерхпей ог-

ра атель( Т - еераак

аа'лз33иЗза Звл 'ЗОИВвь'

' Аквавее еою н грз3(иванна атрвжагащ УОВЗВЮЮВК Зю аяарпЗИ) рвнатва, жеощо саваиаой а вакулам ращтора сво ай ваазай иютьзз ааааа О3Офпютщ ие устансвочюзе вгыра, твк чаз вет неюсревщьеввао кощвата твоея в оперной ранет вг. Эвв свасоб Зйюльвюю суваозьевва снаквег темевратуру реаезяв в других влвмввтов ювозрукппв в вакнвв чесаЗ рееаюрв. Между бозавыы озражщеием в 'карпусем автовазы степанка чеюзьаеа яалЗезе.

Ащчвввв попа реактора навет высоту 2,6 м н лквюжр 3,1 м. В вонь расакнщввы В)й ТВС (рно. 2.18) евлевщачеавф йарьщ дввьщзром 88 мм н дпкюй 3,8 м, ва азк 2,6 м ю даава еаввмеат галдев, аогвлыае граФе (верхний к Ввззнвй озраквтели). Ти в вювеывкрот а е(и, тЛ) С дисргйряаа3 в гарнчеююаасвпщзй.гфайвзовю ыатрюв. тщвм оправам, вкпвнав чаозь чьане ОРЗРютвюавт собой набор плпьпввьв тав.- пнаЗщх вчуюк Высоюй 8У мм НЗвкаьезроы 69 ьаз, Таююиааа

щуекв юхадязтж в грейгзоаьй гюаае а небзаьюай .таловой провевюмаозав. Велааь ва чажь ввоке юваюю лн вяааьщеьза череп ваучреввю айщм тваа дпе ощояв ююдукчав лп лаюв, Юювевввз череп авпеааые бернары ющиавалов в гре (атавую мазрвщ. В ваквей чаозв чящв Рааязяваен адасрпер прапуагсВ пеианиа (гренуачяаениый усов, о серебраным ю крытюм). Ковивью тра(атовьв непала твеле абревуат верювй атракщеза. Транаюртеронка твэла ща перегруаке,в!Овзяодат вутюи аалюав вго яе неравна чеоа,.

В аачанув зову пегружаезав уран а абхааввюм 93% вь ю щ и -336. СВ руе т 226 щ, Срююю юргоющ щбл зь т вв н 8,3 МВтуып. М ю а-

Р У)Ю О В !аЮ'С.СРД И Р

гщва в витяевой Ъанв окою 66 м/а.

РЗеехтар Имеет'38 ствржюй СУЗ с гю;зевлаюакюа прюолаы, ввоваав ь щтюизв полу савау - черве оппеачь юаполев ввекяк твыперагур. Сиощма аварпйвяо юаюлаввавкя состав ве свсземы стваных щаяю о прпнереввьвв к нны чрубамв. Вта сватамв авхюбпа ЗНЗИ патере тепаьвааюаие юв выкаю не строк абекк гваааувок обеспечить темперезуру ко13- щгч реактора не пава 480ОС.

Прк акоплуатювв реактора пернаднчесзх рааруналвза

таевз3 'ТТО ОРВВОюя30 к ОЯВчительеомЗГ исныпвнво акзневоотв

в 1 м контуре, одвяи3 все же более ниааьму, чем прещщю допустемае аяачевяе ептннноогн. Было устеноелено, что выход актвеиастн славен с нелосщточнымн прачнаствзын характеристиками однаслойиых.покрмтвй ывкрозеалое, «озорью ип- ею

Распознанный текст из изображения:

но,реопухвзп и рэчрушелнсь прн доствгнутьш эыгсрюш,ш ( 60000 МВт сут.ут). Нэ основе опыта аксшбатешю в копструкшпо ревкторв'» твзпв были внесены нзмепеюш. Нелрльюр, введен отбор проб гвзв нз внутренней подесты 8 твэлов, респо лсженных в рвзлнчпых месте« акт«зной зоны. По этим показешшм можно судпть о шжтокшш вокрытнй твэлов н выносу продуктов дэпеюш. Более высонвя (по сравнению с рвсчвтвмп) темпервтурв юпююй «рь жкл реактора была снижена' дрп помошп внешнего обпувв корпусе зэжом. В результвте к 1972 г.

(),93.

кое(Флппевт яспольэоввюш мошпост«нэ АЭС был довсяе

ыл довсяен до

.Ров«тор "Ф2~т-СвпгББеВ~'. Пушзлный в аксплугжшюо в мошнсстью 220 МВт,тек же кзк н резктор ТИтД «влясгся пошюлшсштвбнсй протствпной зпергэглческсй устеновкой. Опыт прсе«пюовашш л стровтельств» этогс реакторе полом

ложен в основу рюрвбатыавемых серийных Нубии электрической мошностью 770 п 1150 МВт(э).

Рея«то Н Тб Б

р бФ.' вылолнв1. по схеые с нпюграль«ой «оьшоловгсй оборудования 1ыо вентура в корпусе из ПНЗБ (рнс. 2.19). Это первый реактор с железобетонным корпусом, построенный в США. Впешшш (арлю «орпусз блнжш к шестигранной пр«змв. Высстз «ой~усе 35 м, резыср поп юпоч 20,3 м. Ввутреншш голссгь корпусе пнлппдрпческой (юрмы диаметром около 9 и п вьюото1 22,5 м. Обе крышки корпуса плоские н вынос«вне твк, что пзрогелэратсры н газолувкн рвзме кы под акт«зной зо«сй. Этим объясннэиж большев высоте карлуса н его впутреююй полости.

Двввенне гелия в 1-м хо«туре равно 4,8 МПв. Теьшера 780 С.

чурв гешш нв входе в зктноную вону 406 сС, нэ ыхо

80 ~С. Во 2-м «онтуре устзоовю~ генеряруетсп пзр: теыпврятура 538 оС, дзвлеяпе 17,6 МПв. НПЙ устзновкл 39Эуь Средняя эпергопжйшженшжть зхт«зной зоны 6,3 А(Вт/мб

Схеме шшкулвпю~ оеплолоснтелн а юФлусе (шакгсрв еле зоной, под ее опорное перекрытие. Поток холодного" гелия пело межшу обеч йкой активной вою« л оболочкой кор Эв

непосредсгсшупвет а неполную камеру, рзспопоженвую лепна згд вктпвнов зоной. Отсюда теююпссяте

«сеятель нвпрввляэг;и св рху гнив через зктпввую зону, где нвгревнется до 780 оС.

18

Рпс. 2.19. Реактор ИТПН *Форт-Сект-Вредя': ! корпус пз

ПНУбБ 2 - в ~шлея ~в с и нзмнткче «ье» ТВС Э и «няьры

олзйзшюн«ой юейе"с 4 - сзр.тсв 1 стзпоз.«лтзйш Б — Гй~~

49

Распознанный текст из изображения:

И» сборного «анде«тора шш активной зоной гелий поссуд»цг в

ларшюдераторы, двигаясь оверху вниз н затем о помаши«о газо-

дувох. Установленных, кек и парогеноратарм, аертикельяо, поз-

враыаетс» снов» в реактор. Весь поток с .зн» после активной

эоньг делите» поровпу между двуыл петсжью, кажда«нэ которых

состоит нз оююго парогенератора с 6 мо-улямм н 2 геэодувск.

Потери давления в 1-и контуре ооотавлыот окосю 0,05 УАП«.

Активная вона реактора (рнс. 2.20) имеет дыаыетр б,п4 ы

и выс.агу 4,7 м. Опа состоит нз 1482 пестмгранмых ТВС, обьз-

днненных в 247 хо юив по 6 сборок и колонне. Активизм эона

окружена прайм«оввс«с отражателем тоюшшой 0,0 1,2 ьс. С ьаеш-

ней стороны атрюкателн раашиюжена абечайка аопы, игриюшаа

текка роль тешюеой зашиты жцслуюь Уснлме ат веса акт»знай

эоны передаетсл через опарыша блом! ка опорное паренрытсш.

Она препстаеляет собой водсюхппклаемую канструюшю из тали

и бетона, оппрюошуюсл на 12 волоахчзждаемых стальяых ксоюни,

ларедаювпсх усилие на лпыше жевеаобетснного корпуса. В спор-

»ом перекрытие имеется 12 каяююв для подвала гелня «о всем

юлулхм 2 и рогеэерьторов,

тэпловыдюшющан сборка реахтора >с убс( представлена ва

рис. 2.13. Шестигранный грабитовьш блок имеет высоту окало

670 мм ы размер под млюч около 360 мм. В бжню нмеетсж

102 «а«ала диаметролс 16 мм днн прокопа гела н 210 заглушен-

ных с обовх «о шав отверст«8 длн размешзюся ядерного топлива.

В уст Сл.

ВВ попользуется уран гор!юный тошшвный онкл о высамо-

абогешенпым (Ойц) тоюшвоы. Талыпво д васпроневодяюдй мете-

рызл сспольэуютск в змде ьпшрствэлав с двойным в тройным по-

«рют«ем соответственяо. В реактор загружается,870 «г уреяа-233

и 18600 нг «~рвы-262.

Дкстшпаюшцюваные н фиксашш блоков осу шествсшетси по

трем иишсюсрячеа«вм пезаж и выступам на сопрягаемых торна-

вых поверхностях блоков. В вюггре «э«дага блока па его осв

ньюатсж а!версию лля выжата блока штангой перегрузочной ма-

намы, часю блоков имеет атаерсюю (3 стверсюш нз блок) длп

прохода в зову стержня СУО. Всего в В»актере ымеетае 74 сг«рж-

и« СУЗ, паремешеюе которых праизводптсш пап»рва ат алис«о

прсюсда

Перегруька галиева проню««вша» па остеловланном реаато-

ре 1 рез ь гол. Какдую порегруюц сэаманпвтса )/6 сж абшвго

лспо ТВС з зоне. Перегруйкв прот»водится через систеыу ос

верстсбс (87 иуг.) в верхней части «орпусв. имеютс«таккв сцю-

ю лкп н каналы для раэмешендн узлов гзютоыы очнаткд геюш.

60

В дюкней честя карпуся вылетев 16 снюрстий бопьюю о лсюмет-

ра, через которые Йожет быть юупюсгююн» замена модулей пв-

рагенераторов и газа»раск.

Рвс. 2.20. Активная зола У(тбж "ФорттСент-ВрайиП 1 - внутрен«ни тепловая зьшпта; 2 - обечаака грэ)»топай кладюц 3 - нывши»и тешювзл эзллсте; 4 - бзоюс лахова о отражателя! 6 — опорные грабитовые блоки нжквего атражетешц 6 - опорные метапсшчзские «оаонны; 7 - отнод газе из сбюрскпэ молле«тора к отражателю; 8 — охлаждаеман анарва» пльта акт«ваап занщ О - тепло»валяния опорной и:исты; 1Π— ТВС одной косювньц

1! — узел крапле«в» бокового отражатесю 61

Распознанный текст из изображения:

2.3. Бы ые ее с гели ь! те н !

Ревкторы н» быстрых яейтрояях г гелаевым охлэжденнем имеют рыр препмушесгв ло среенеюю с нетрювымн, что лсшюляет рассматривать первый тир кек олх ! нэ перспективных среди быстрых реекгоров. Их росгоинстю ето лрежле всего воемокнссть уьелнченвл хо 'зтююепте ноггэонюодсгвз эв с: . пучшю! войту. ннс ф33ЫЗЧЭОЫЗХ свойстс; прсктнчэскоз отсутс"ляе ектнььшг! те:ноносиЗЧЗш, что суыюстееннс улрошзет обслуж Ление и ремонт оборудоззше 1-го контура; хорошая соамесппзсагь с «онсгрукппонными ЗЗатериепемя н товлнвом. Газовые реэкторы имеют рве шзнтуре отвода теЗше: 1-й — с гелием, 2-й - водой. н водяным пером. Воэмакно в будушем ооэдение однококтур.юй устлюню! с гаююй гурбнкой. Одпехо нспольэоаение ге!не ь быстрых реекторех, хзрыктериэуюшэжж большой энергсньдрязЗОЯ- постыл, еыэыэеет иеобходнмость эяе*штельного повышонин деллсюЗя т ллонсснтею здо 10,0.316,0 Р!Пз, е воз!ажно, и выше), что усложняет соэдшее метэллнческого корпусе дю реюторэ к эворевпое охлэжлеЗЮВ реакторе при потоЗЮ тетлоыосвтэлн.

Утечке газового теплоносителя не веменяет ренктпвноогь, но макет принестл к РЗарушению активной воны иэ-эз ухудшения теплссьеме остеточного энерговыделення. Йл» лредстераюЗВЮ юдсбных юврчйных снтуюей и быстрык реехтсрех предусметриэе !ток, кек минимум, днэ веэеписямые спстзмм охпезклеппяз осйоэння н есномогетепьнэ».

Основная системе охлшкдэн)ш ьылопняесл нэ нескопькнх пзраллезчьных петтэы Кажлан нэ нетель додключается к ушшм, полеодяншм и отнодчпыЗМ теплопссптель от вктянной еоюл, пзреллепыш с тру! ямн, что поэноляет сбэсдечя)ь съеы тепла дшкв ырн одной рлботшошрй легло. Обычно число петель выбиреетшз болыним или ревныч тре! Вспсмогззельлея системе охлеждения дошка» отэошаь тепло яэ ревхторе в теплообменнвк раохслюгявенкя, охлаздаемый техннчесной водой, эе счэг еагествеююй Зшркуляшш гели» ню геэолувкой с неэевиспмыы приводом. Всломггстельнзп глсзчыэ охлаждения до!глен иыеть не менее 2 петель.

Пю гсшв:еых быстрых реекторо» рэссьштрквахже з основ- пОМ лое тг339 тл9лсэ' стеожехьксВью я юш1зоюэлы яебс33ыш!э с',срнчесхпе толзшнйые честишл с покрытяем. ВЗЫ сгержэньконых

лое гслнсэых быотрых реакторон пслесообрлэно ненесеню шз ° гохЗО т стн на неру»ну! ююрхсгсть оболочки, что уьешгеезет 3:.' 1! Зше Зт теплостдсчн я с!некает темдерлтуру Ш5озючкв. ФорлЗз л. О!хана!соти, Зюксэзнпея не рпс. 2.33 1сы. доюе), унелпчяввег

ьюю,юне, чэм дэвпеее тепповосиюез.

обг ючюЗ сг Рйзйссг» йлэпзйий нйесь

юэффвшюяг т шпнжазечя ееое

зйш ояновреыеюоы росте гю-

РЭВличэсЗЮОО сэяня иннэюю яю

РозоватОго участка в три рве».

Тем вв мзюэ, таею решзняе

окээывнэгс» эвзргетяческн бо-

шю вьпчыюым, чеы увенэчевнв

йсеффиЗОЮИЗ;» ЧЭЗшсотюшд лз

счет 4юрсаровэннп скороств.

Шероховатость рлекзш ся прл-

мерю ян яВух гречих янины

юеввюй честя твэла гю Оы

РОНЫ ВЬЗХОНВ ЕЮЯОИОСВТЭШЗ.

Пля оевжеюе длвдеввя геэо-

сбрээвых ОсяОлыОВ лЗнювюз

макет быть Рзссмсщен вврв-

внт твэл» с отоосом геэя ээ

внутреююй полоств. В текик

Т'ОЭЗЭП\ 3$ЮПУХЧЕ ДЕЮДИВ Ив

обОЮЗчзж твэлн ЮЗзев клвэлы

в теряевых эегпушкюз и опор-

ной решетнш, нзпрзвшпотси в

4»лътР. Ээюм э отсоонью кв-

ИЕЛЫ ОЕЗРЮВ РЕНЗШЕ

(рю. 2.21). При перзхолз яэ

шнизсввяв юсоэгы в оюрную

нлвту пОоруюм лелэявэ Рлэ-

бепзпзхгхю гэшюм что обесээ

чюмюг 693струю вх енэЗЧЗэнзОО

яз эктввЗюй шюм и нредотвр»-

ЕЭЕТ ПЫЗЮДЭЮЮ ХОНЮЯСЭРУШ-

лишен комЗювеею в трзигв

отсоон. Презложеям тюокв си-

стеым, ношхерживешшэв девле-

нэз ее обопочюше твэюв,

ЮЗоюзктов деленян из тввчов дшк

почни.

Реь 2.21. О* мв Ож с 9- ° ообреэвык прояу июв делвюиз ин ююнлнруэммх твзювг 1 олорзвэ нюше;

2 - хвостошяц 3 - фвяьтр; й - юшел а оЗюряпй ренютиэ; б - «евепы в оюрвой еюю) 6 япдсос гелЗЫ в трлит СГСЗХХЗ ПРОДУЗГЗОВ ЗЮЛЭНОЯ

П ряду о раеЧВ ой в» проасхпдпт утечки

в Ори рвш'ерзютвэшЗЯВ обо-

Файл скачан с сайта StudIzba.com

При публикации файла на другом ресурсе, активная гиперссылка на studizba.com обязательна