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 HTGR являются еще одним усовершенствованным типом газоохлаждаемого реактора.

В HTGR в качестве замедлителя используется графит, а теплоносителем является гелий. Гелий – инертный газ, который не вступает в химическое взаимодействие с графитом даже при высоких температурах. Поэтому на выходе из реактора теплоноситель может иметь более высокую температуру, чем в AGR. Разработаны два прототипа реактора – с призматическими ТВС и шаровыми твэлами.

В HTGR применен торий-урановый цикл. Топливо призматической ТВС состоит из частиц высокообогащенного урана и ториевых частиц, являющихся воспроизводящим материалом. Делящиеся частицы, диаметром 200-800 мкм содержат высокообогащенный уран (93% 235U) или рециклированный 233U. Они покрыты пиролитическим углеродом и слоем карбида кремния толщиной 150-200 мкм. Частицы тория в виде ThO2 покрыты только пиролитическим углеродом. И те, и другие частицы диспергированы в графите и образуют твэлы стержневой геометрии. Полученные таким образом твэлы заключают в гексагональные призматические блоки графита, которые образуют гексагональные ТВС. ТВС, установленные друг за другом, образуют топливную колонну. Гелиевый теплоноситель проходит сверху вниз через вертикальные отверстия, предусмотренные в гексагональной ТВС.

Активная зона реактора имеет диаметр 8,5 м и высоту 6,3 м. Энергонапряженность активной зоны составляет 8,4 кВт/л. Что значительно ниже, чем в легководных реакторах. Тепловая схема аналогична AGR. Давление гелиевого теплоносителя поддерживается равным 5,1 МПа, температура на выходе активной зоны около 740ºС. Что позволяет получить КПД блока около 39%.

Другая конструкция HTGR – реактор с шаровыми твэлами. Активная зона реактора состоит из 675 000 шаровых твэлов диаметром 6 см каждый. Шаровые твэлы содержат делящийся и воспроизводящий материал в виде частиц из UO2 и ThO2, покрытых пиролитическим графитом. Засыпка шаровых твэлов осуществляется в цилиндрическую графитовую полость диаметром 5,6 м и высотой 6 м. Коническое днище полости заканчивается отверстием для разгрузки шаровых твэлов. Во время эксплуатации шаровые твэлы загружаются в активную зону непрерывно через отверстия в верхней части графитовой полости, проходят активную зону и также непрерывно выгружаются. Шаровые твэлы проходят через активную зону шесть-семь раз, пока выгорание не станет максимальным. Давление в первом контуре – 4 МПа. Газовый теплоноситель проходит активную зону сверху вниз и нагревается до 750ºС. КПД энергоблока составляет 40%.

Существует проект создания сверхтемпературного газоохлаждаемого реактора (VHTR) предназначен для получения высокотемпературной теплоты с температурой гелиевого теплоносителя 950 − 1000ºC, что дает возможность расширить область применения таких реакторов для газификации угля и термохимического разложения воды.

Параметр

Magnox

AGR

HTGR

Мощность, МВт

590

625

330

Диаметр активной зоны, м

17,4

9,3

5,95

Высота активной зоны, м

9,2

8,2

4,75

Загрузка топливом

525 т U естественного

120 т 2,3%-ного

0,87 т 235U, 19,5 т Th (начальная загрузка)

Температура теплоносителя на выходе из активной зоны, °С

414

648

785

Средняя плотность мощность энерговьделения, МВт/м

0,86

3,4

6,3

Атомная энергоустановка Fort St. Vrain, построенная фирмой Gulf General Atomic около Денвера, штат Колорадо, США, стала первым работающим полномасштабным энергетическим реактором высокотемпера-турного типа. На АЭС Fort St. Vrain установлен один реактор мощностью 822 МВт и электрической мощностью нетто 330 МВт. Реактор достиг критичности в феврале 1974 г. и начал работать на номинальном уровне мощности в 1979 г. К главным особенностям этой системы следует отнести: торий-урановый топливный цикл с топливом в виде частиц покрытиями; использование графита в качестве оболочек твэлов и замедлителя; гелиевый теплоноситель с температурой на выходе из активной зоны 770 °С; одноходовые модульные парогенераторы с интегральной компоновкой перегревателей пара; корпус из предварительно напряженного бетона.

Активная зона реактора имеет цилиндрическую форму высотой 4,75 м и диаметром 6 м (рис. 10.). Она окружена графитовым отражателем толщиной 1 м на верхнем торце и 1,2 м на нижнем торце и на боковых поверхностях. Активная зона набрана из 247 вертикальных топливных сборок, каждая из которых содержит шесть элементов, установленных друг над другом вдоль вертикальной оси. Эти элементы длиной 0,79 м имеют призматическую форму с гексагональным поперечным сечением шириной граней 036 м. Для организации перегрузки топлива активная зона разделена на отдельные зоны, каждая из которых, кроме нескольких зон на границе, содержит семь топливных сборок.

Топливные стержни установлены в 210 вертикальных каналах, проходящих через каждый гексагональный графитовый блок. Реактор имеет 74 стержня регулирования, перемещающихся попарно.

Перегрузка топлива осуществляется при остановленном реакторе. Одновременно заменяется 1/6 часть топливной загрузки. Реактор Fort St Vrain начал работать в режиме открытого топливного цикла без переработки 233U.

Атомная энергетика