Реакторы атомных станций. Проектирование и эксплуатация

Атомная энергетика
Ядерные реакторы
Тепловые контуры атомных станций
Реактор ВВЭР
Кипящие реакторы
Реактор РБМК
Реакторная установка МКЭР -1500
Реакторы на естественном уране
Газоохлаждаемые реакторы
Реакторы HTGR
Атомные электростанции с натриевым
теплоносителем
АЭС с реактором БН-350

БРЕСТ: быстрый реактор брест со
свинцовым теплоносителем

 
Основы ядерной физики
Строение атомного ядра
ЭНЕРГИЯ СВЯЗИ АТОМНЫХ ЯДЕР
И ДЕФЕКТ МАСС
Ядерная реакция
Закон радиоактивного распада
Цепная ядерная реакция
Термоядерный синтез
Реакторы на быстрых нейтрона
Элементарная частица
Позитрон. Аннигиляция
 
Использование атомной энергетики
для решения проблем дефицита пресной воды
Ядерное опреснение
Варианты  плавучего энергоблока и
опреснительных установок
Схема процесса многостадийной
флеш-дистилляции для опреснения воды
Принципиальная гидравлическая схема
энергоопреснительного комплекса
Опыт использования опреснительных установок
в России и регионах мира
 
Проектирование и строительство
атомных энергоблоков
Работы по подготовке технологических решений
объектов атомной энергетики
Состав разделов проектной документации
Разделы проектной документации
Состав проектной документации
Особенности проектирования и конструкций
Проектирование линейных объектов
Техническое обследование зданий
Экспертиза проектной документации
Особенности компоновки АЭС на примере
проектных решений АЭС с ВВЭР-1200
Основным режимом работы АЭС является
работа в базовом режиме на 100 % мощности
Корпус реактора
Привод системы управления и защиты
Компоновка реакторного контура
Паровая турбина
Генеральный план
Здания и сооружения ядерного острова
Концепция безопасности
Радиационная и ядерная безопасность
производства
Социально-экономический аспект
обеспечения безопасности
Радиационная безопасность человека
Государственное нормирование в области
обеспечения радиационной безопасности
Обеспечение защиты населения

Реакторы на естественном уране с тяжеловодным замедлителем и теплоносителем

Для одно- и двухконтурных водо-водяных реакторов требуется обогащение топлива по делящемуся изотопу 235U, для того, чтобы компенсировать относительно высокое поглощение нейтронов легководным теплоносителем. Этот недостаток можно преодолеть, используя в качестве замедлителя тяжелую воду, а в качестве теплоносителя – либо тяжелую воду, либо кипящую легкую воду. Если в качестве теплоносителя использовать тяжелую воду, то можно создать реактор на естественном уране. Этот принцип реализован в канадских реакторах CANDU.

Реакторы CANDU не имеют массивного, толстостенного корпуса давления, используемого в реакторах типа PWR и BWR.Топливные сборки реактора размещаются в горизонтальных каналах-трубках давления, изготовленных из циркониевого сплава. Эти каналы проходят через бак, заполненный тяжелой водой при низком давлении и температуре. Тяжеловодный теплоноситель проходит через трубки, содержащие топливные сборки при давлении около 9 МПА. Затем он идет в парогенератор, аналогичный используемому в PWR. Следует отметить, что реактор CANDU не испытывает таких трудностей с парогенератором, как реакторы PWR типа, из-за низкой рабочей температуры основного теплоносителя.

Топливные элементы представляют собой сборки из таблеток необогащенного диоксида урана в оболочке из циркониевого сплава.

Средняя объемная плотность энерговыделения в активной зоне реактора CANDU примерно в 10 раз меньше, чем у ВВЭР (поскольку при ее расчете учитывается и объем замедлителя) и почтив 4 раза больше чем у газоохлаждаемых реакторов типа AGR. Однако, среднее энерговыделение топлива сравнимо с получаемым в реакторах типа ВВЭР. К тому же само топливо много дешевле.

Реакторы типа CANDU давно и успешно эксплуатируются. Они имеют одну из самых малых продолжительностей остановов из всех типов энергетических реакторов. однако даже при низкой стоимости топлива CANDU нуждаются в больших количествах дорогостоящей тяжелой воды.

Рассмотрим представителя этого типа АЭС Pickering А с четырьмя энергоблоками, построенная в провинции Онтарио.

За исключением отдельных деталей, все четыре реактора Pickering имеют идентичную конструкцию. Их основные параметры перечислены ниже.

Тип реактора CANDU-PHW

Замедлитель  Тяжелая вода

Теплоноситель Тяжелая вода

Топливо Естественный уран (UO2)

Диаметр корпуса, м 8,1

Полная длина корпуса, м 8,25

Полное количество D20 в контуре замедлителя, т 284

Число топливных каналов, шт.  390

Шаг решетки, см 28,6

Радиус активной зоны, см 318,5

Длина активной зоны, см 595

Число топливных кассет в канале 12

Число твэлов в кассете, шт 28

Длина топливной кассеты, см 49,5

Диаметр топливной таблетки, мм 14,33

Толщина циркалоевой оболочки, мм 0,41

Полная масса UO2 в активной зоне, т 105

Средняя глубина выгорания топлива, МВт·сут/т 8300

Средняя погонная плотность энерговыделения в твэле,

Вт/см 37,6

Полное количество D2O в контуре теплоносителя, т 158

Температура теплоносителя на выходе из канала, 0С 293

Температура теплоносителя на входе в канал, 0С 249

Среднее давление в выходном коллекторе, МПа 9,0

Полная тепловая мощность, МВт 1744

Электрическая мощность нетто, МВт 508

Тепловой КПД, % 29,1

Перечислим основные особенности этих реакторов: топливо на основе естественного U, тяжеловодный замедлитель, тяжеловодный теплоноситель с высоким давлением, двухконтурная схема преобразования энергии, перегрузка топлива с обоих концов горизонтальных каналов, заполненных водой под давлением. Тяжеловодный замедлитель заполняет горизонтальный цилиндрический корпус диаметром 8 м, изготовленный из аустенитной нержавеющей стали (рис. 3). Через корпус параллельно оси цилиндра проходят 390 циркалоевых труб. Эти трубы с водой под давлением (топливные каналы) изготовлены из циркалоя-2 или сплава Zr — 2,5% Nb. Топливные каналы установлены внутри труб, соосно им, с герметичным кольцевым зазором, заполненным азотом. Каждый канал с обоих концов при помощи развальцовки присоединен к опорным цапфам, которые удерживаются в подшипниках скольжения на торцах цилиндрического корпуса.

Тяжеловодный теплоноситель, который, как и в PWR, находится под высоким давлением, чтобы предотвратить кипение, циркулирует через топливные каналы и теплообменники. Система отвода теплоты разделена на две идентичные параллельные петли, в каждой из которых установлено шесть кожухотрубчатых парогенераторов. Кроме определенного технического удобства, разделение контура на две петли имеет определенные преимущества с точки зрения безопасности, поскольку при разрыве одной петли первого контура количество образовавшегося пара будет в 2 раза меньше. Контур с теплоносителем содержит около 160 т тяжелой воды, температура которой на входе и выходе 250 и 293 0С соответственно. 280 т тяжеловодного замедлителя циркулирует при атмосферном давлении через корпус реактора и внешний теплообменник с температурой около 60 °С. Внутри корпуса установлены форсунки, через которые разбрызгивается вода, охлаждающая части корпуса, не заполненные замедлителем.

Реакторы Pickering загружены естественным U в форме холодно-прессованных спеченных таблеток из UO2, имеющих диаметр 14,3 мм. Эти таблетки размещены в циркалоевых оболочках, толщина стенки оболочки составляет 0,4 мм. Каждая таблетка с одного из торцов имеет вогнутую тарельчатую форму, позволяющую свободно расширяться в аксиальном направлении. Короткая топливная кассета длиной 495 мм содержит 28 цилиндрических твэлов (рис. 4). Дистанционирование твэлов внутри кассеты и кассет внутри топливных каналов обеспечивается циркалоевыми прокладками, приваренными к кожуху кассеты. В каждом канале установлено 12 кассет друг за другом вдоль его оси. Конструкция кассеты позволяет свести к минимуму количество конструкционных материалов и тем самым обеспечить максимально эффективный баланс нейтронов.

Атомная энергетика