Конструктивне облаштування реакторів на теплових нейтронах

Ядерні енергетичні реактори (ЯЕР), працюючі на теплових нейтронах діляться на два типи: корпусні і канальні.

Корпусний водо-водяний енергетичний реактор (ВВЕР) є вертикальною товстостінною циліндричною посудиною масою 500 тон і розрахований на тиск до 18 МПа.

Реактор розташовується у бетонній шахті (див. мал.. 2), навколо якого розміщено парогенератори і циркуляційні насоси. Усе це устаткування оточене захистом, що ослабляє рівень нейтронного і гамма випромінювання до того, що регламентується.

Мал. 2. Реакторне відділення

Корпус реактора ВВЕР-1000 (див. мал. 3) має діаметр 4,5 м і висота 11м, зварений з високоміцної низьколегованої вуглецевої сталі. Термін служби ядерного реактора близько 25-30 років і визначається гранично-допустимою дозою нейтронів для корпусу ВВЕР.

Активна зона реактора, що розміщується в корпусі, має діаметр 3,12 м, висота 3,55 м і складається з 163 шестигранних тепловиділяючих складок (ТВС) касетного типу, з них з регулюючими стержнями - 61 складання.

Кожна робоча касета (ТВС) містить 317 циліндричних трубок діаметром 9,1 мм (ТВЕЛів) і 12 направляючих стержнів регулювання. Стінки касет завтовшки 2 мм, як і оболонки ТВЕЛів, виконані із сплаву цирконію і 1% ніобію. Загальне завантаження ядерним паливом складає 75 тони з 3,4-4,4% збагаченням по урану - 235.

Щорічно 1/3 касет з відпрацьованим паливом підлягає заміні на зупиненому реакторі, що розущільнює. Витягання касет, що відпрацювали, з реактора робиться під водою спеціальною перевантажувальною машиною з дистанційним управлінням.

ВВЕР-1000 – двоконтурний (див. мал. 4), в якості теплоносія і уповільнювача використовуєте знесолена звичайна вода.

Мал. 4. Принципова схема АЕС з ВВЕР-1000: 1 -реактор; 2 - парогенератор; 3 - головний циркуляційний насос (ГЦН): 4 - турбогенератор: 5 - конденсатор;

6 - поживний насос; 7 – водойма (і споживач)

Перший контур - радіоактивний - включає реактор і чотири циркуляційні петлі, кожна з яких складається з головного циркуляційного насоса (ГЦН), парогенератора і трубопроводів з аустенітної сталі;

Циркуляційні насоси прокачують воду через активну зону реактора під тиском близько 16 МПа, яка відводить тепло від ТВЕЛів і переносить його в парогенератор. Температура води на виході з реактора 322 ⁰С. Витрата води через реактор 80000 м/год.

Другий контур - нерадіоактивний, складається з паровиробної частини парогенераторів, турбіни з генератором і допоміжного устаткування, машинною відділення. У схему другого контуру включена бойлерна установка для опалювання будівель проммайданчика і житлового селища.

Чотири парогенератори генерують близько 6000 тон/год. сухої насиченої пари з температурою 274⁰С, який під тиском 6 МПа по трубопроводах другого контуру подається до турбін.

Досвід експлуатації водо-водяних реакторів показав, що разом з достоїнствами цього типу реакторів, вони мають ряд істотних недоліків:

• можливі «протікання» в місцях з'єднань трубопроводів системи охолодження із-за дефектів конструкційних матеріалів, а також із-за корозії в парогенераторі;

• можливі порушення герметичності стержнів (ТВЕЛів), а також їх перегрівання, внаслідок чого, водень, що виділяється з води, здатний вибухати;

• не виключається розрив корпусу реактора із-за величезного тиску пари, що утворилася, з викидом радіоактивних продуктів ділення.

Другим типом ЯЕР є уран-графітовий канальний реактор РВПК-1000 (реактор великої потужності канальний) - по своїх габаритах істотно більше за корпусних, та зате вони набираються повторенням однакових елементів порівняно невеликих розмірів, що дозволяє легко налагодити їх масове виробництво (мал. 5).

Мал. 5. Загальний вигляд реактора РВПК-1000: 1 — активна зона(графітова кладка); 2 — індивідуальні водяні трубопроводи; 3 — напірний колектор; 4 — головний циркуляційний насос; 5 — бічний біологічний захист; 6 — барабан-сепаратор; 7 — індивідуальні пароводяні трубопроводи; 8 — система управління і захисту (СУЗИ); 9 — розвантажувально-завантажувальна машина

Реактор розміщується у бетонній шахті 21,6x21,6 м і заввишки 25,5 м (див. мал. 5), графітова кладка циліндричної форми служить уповільнювачем нейтронів, її маса 1700 т.

Графітова кладка складається з окремих, зібраних в колони, блоків з вертикальними циліндричними отворами уздовж усієї висоти кладки, в які встановлюються 1693 технологічні канали. Разом з цим є 211 каналів системи управління і аварійного захисту, які розташовуються в центральних отворах графітової кладки.

У кожному технологічному каналі розміщується касета з двома тепловиділяючими складками (ТВС). Кожне складання складається з 18 ТВЕЛів з даної тепловиділяючої частини 3,5 м. Таким чином, висота активної зони реактора складає 7,0 м, а діаметр 11,8 м.

Як ядерне паливо використовується діоксид урану, що спікся; збагачення - 2% по урану - 235; загальне завантаження ураном - 192 т. РВПК – одно контурні (мал.. 5), теплоносієм служить знесолена звичайна вода, яка підводиться знизу до кожного технологічного каналу.

Мал. 6. Принципова схема АЕС з РВПК-1000: 1 - реактор; 2-барабан-сепаратор; 3-турбогенератор; 4 - ГЦН; 5 - споживач тепла, б- легко-конденсаційна установка (градирня)

Піднімаючись вгору і омиваючи ТВЕЛи, вона перегрівається і частково випаровується. Відведення пароводяної суміші з верхньої частини технологічних каналів до сепараторів здійснюється по індивідуальних трубопроводах.

Очищена в сепараторі від радіоактивних продуктів суха пара поступає по трубопроводах до турбін. Конденсат пари, що відпрацювала в турбіні, через сепаратор знову повертається в реактор. Тиск пари на виході з реактора 6,5 МПа, а температура 280⁰С.

Основною гідністю реакторів типу РВПК є відсутність трудомісткого у виготовленні міцного корпусу, а також складного і дорогого парогенератора. Можливість проведення поканального контролю режиму роботи і стану ТВЕЛів, дозволяє здійснювати відключення каналу і заміну ТВС, тобто проводити перевантаження палива без зупинки реактора. Використовується менш збагачене паливо.

В той же час, реактори РВПК вимагають більш високої кваліфікації і більшої обережності при експлуатації, зокрема:

• можливе зростання реактивності при порушенні циркуляції теплоносія через активну зону;

• при спрацьовуванні аварійного захисту сповільнюється спад теплової потужності із-за великої акумуляції теплової енергії в графітовій кладці і металоконструкціях активної зони;

• при аварійному розриві, трубопроводу сповільнюється темп падіння тиску теплоносія із-за великого парового об'єму в контурі охолодження.

Після аварії на ЧАЕС вжиті необхідні заходи по підвищенню надійності і безпеки вже діючих установок:

• збільшена кількість регулюючих стержнів з 30 до 70-80, які поглинають нейтрони, що істотно знижує реактивність реактора при збільшенні паро змісту;

• встановлені додаткові сигналізатори режиму роботи головних циркуляційних насосів;

• автоматизовані системи розрахунку запасу реактивності і аварійної зупинки реактора та ін.

Поиск по сайту: