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

Газоохлаждаемые реакторы

Реактор с графитовым замедлителем имеет более длинную историю, чем любой другой тип реакторов, поскольку первая критическая сборка, построенная под руководством Энрико Ферми в Чикаго в декабре 1942 г., представляла собой реактор с графитовым замедлителем на естественном уране.

Газоохлаждаемые реакторы с графитовым замедлителем прошли последовательно три стадии развития. На первом этапе был создан реактор на естественном металлическом уране с СО2 -теплоносителем (реактор типа Magnox в Великобритании и реакторы типов G2 и EDF1 во Франции). На втором этапе началось строительство реакторов с обогащенным ураном в виде UО2 с СО2-теплоносителем (усовершенствованные газоохлаждаемые реакторы в Великобритании). Наконец, третий этап характеризуется развитием высокотемпературных реакторов с высокообогащенным керамическим топливом и гелиевым теплоносителем (высокотемпературный реактор OECD Dragon, ториевый высокотемпературный реактор в ФРГ и HTGR Fort St. Vrain, США).

Для всех этих реакторов используется двухконтурная схема передачи теплоты, хотя высокотемпературный реактор может работать и с одноконтурным прямым циклом с гелиевой газовой турбиной.

Развитие реакторов типа Magnox в Великобритании началось со строительства в Виндскэйле реактора на естественном уране для наработки плутония. Использование естественного урана ограничивает выбор замедлителя бериллием, тяжелой водой и графитом. Выбор был остановлен на графите благодаря его доступности. Охлаждение легкой водой, как в реакторе для производства плутония в Хзнфорде, США, было отвергнуто из-за сложности конструкции и ухудшения баланса нейтронов в реакторе. Первый реактор, построенный в Виндскэйле, охлаждался воздухом, принудительно циркулирующим при атмосферном давлении. Однако для охлаждения энергетических реакторов, мощность тепловыделения в которых значительно выше, необходимо было использовать газ с высоким давлением. В качестве такого теплоносителя был выбран углекислый газ (СО2), обладающий некоторыми привлекательными свойствами: относительно низкой стоимостью, низким поглощением тепловых нейтронов и слабым взаимодействием с графитом при температурах, характерных для реактора с металлическим урановым топливом. Низкое поглощение нейтронов важно не только с точки зрения баланса нейтронов, но также и для предотвращения возможности больших изменений реактивности при внезапной декомпрессии первого контура. Совместимость теплоносителя с замедлителем позволяет активную зону разместить внутри единого корпуса с высоким давлением.

Реакторы на естественном уране с графитовым замедлителем (Magnox)

Теплоносителем реактора типа Magnox является углекислый газ с давлением 2 МПа. Он циркулирует через активную зону, которая включает замедлитель, изготовленный из графитовых блоков с отверстиями для прохода теплоносителя и размещения топливных элементов. Топливные элементы представляют собой стержни из естественного урана в оболочке из магниевого сплава, известного как Magnox – отсюда и название реактора. Так как этот сплав слабо поглощает нейтроны, то в качестве топлива стало возможным использовать естественный, а не обогащенный уран. Типичная активная зона реактора имеет диаметр 14 м, высоту 8 м. Теплоноситель на выходе из активной зоны подогрет до 400ºС. Из активной зоны теплоноситель направляется к парогенератору, а затем обратно к газовому циркуляционному насосу реактора. В ранних проектах реакторов Magnox корпус давления, содержащий активную зону, изготавливался из стали. В более поздних проектах корпус давления комбинировали с защитой из предварительно напряженного бетона, внутри которого размещались теплообменники. Реакторы Magnox построены в Великобритании, Франции, Италии и Японии. Они успешно эксплуатируются в отдельных случаях уже около 25 лет. Эффективность парового цикла реакторов составляет 31%. Хотя реакторы типа Magnox надежны и успешно эксплуатируются длительный срок, они имеют свои недостатки. Главный из них – сравнительно малое энерговыделение на единицу объема активной зоны. Это ведет к большим объемам активной зоны, большим затратам на топливо и капитальным затратам.

Первой промышленной энергоустановкой с реакторами типа Magnox была атомная электростанция Calder Hall с четырьмя реакторными блоками, пущенная в 1956 г. В течение следующих 11 лет в Великобритании было построено 10 АЭС с 24 реакторами этого типа с полной установленной мощностью 5000 МВт (эл.). На всех этих АЭС, кроме двух, применялись большие сферические корпуса реакторов, сделанные из нержавеющей стали, а на последних двух АЭС, в Олдбури и Вильфе, корпуса реакторов были сделаны из предварительно напряженного бетона такого же типа, как в первом газоохлаждаемом реакторе, построенном в Mapкуле во Франции. При такой конструкции активная зона и теплообменники размещаются внутри корпуса реактора в единой интегральной компоновке.

Тепловой КПД реактора на естественном металлическом уране не превышает 30%.

На рис. 1. показана схема компоновки первого контура реактора на АЭС в Вильфе. Диаметр внутренней сферической поверхности бетонного корпуса равен 293 м, а минимальная толщина бетонной стенки корпуса составляет 3,3 м. Внешний профиль корпуса представляет собой ряд цилиндрических поверхностей. Предварительное сжатие бетона осуществляется тремя системами металлических стяжек.

Улучшенные реакторы с газовым охлаждением (AGR)

Малая объемная плотность энерговыделения, низкие рабочие температуры и давления в АЭС с реактором и Magnox привели к разработке в Великобритании улучшенной конструкции реактора – AGR.

Как и реакторы типа Magnox, реакторы AGR используют углекислый газ в качестве теплоносителя, но давление его не превышает 4 МПа, а температура на выходе из активной зоны – 650ºС. Чтобы достичь этих повышенных параметров, пришлось пойти на радикальные изменения в конструкции топливного элемента. Топливо заменено на диоксид урана, таблетки из которого помещены в тонкостенные трубки из нержавеющей стали с небольшим оребрением внешней поверхности. Высокие температуры потребовали использование нержавеющей стали в качестве материала оболочки. Такая оболочка является сильным поглотителем нейтронов, по сравнению со сплавом Magnox. Поэтому пришлось пойти на обогащение урана в топливе до 2,3% 235U. Конструкционно реакторы AGR аналогичны реакторам Magnox в области газовой циркуляционной системы. Парогенераторы помещаются внутри корпуса из предварительно напряженного бетона. Поскольку углекислый газ в реакторах AGR имеет высокую температуру, парогенераторы могут быть спроектированы таким образом, чтобы производить пар с параметрами, характерными для наиболее эффективных электростанций на ископаемом топливе, т.е. при давлении 17 МПа и температуре 560ºС. В результате этого, эффективность парового цикла AGR достигает 40%, что является наивысшей эффективностью для функционирующих в настоящее время ядерных реакторов.

Конструкция реактора AGR компактная и экономичная.

Как уже отмечалось выше, усовершенствованный газоохлаждаемый реактор AGR является представителем второго поколения энергетических реакторов в Великобритании. Реакторы типа AGR имеют следующие особенности.

Обогащенное оксидное топливо, расположенное в хвалах со стальной оболочкой. Твэлы установлены в кассетах по 36 шт. в каждой. Средняя удельная энергоиапряженность топливной сборки составляет 12,5 МВт (т.) на 1 т U.

Тепловой КПД около 40% обеспечивается использованием в качестве теплоносителя двуокиси углерода с давлением 4,2 МПа и температурой на выходе из активной зоны 650 С.

Использование современной парогенерирующей установки с параметрами пара 17 МПа и 540 С.

Корпус реактора изготовлен из предварительно напряженного бетона. Внутри корпуса расположены активная зона, защита, парогенераторы и газодувки. Над активной зоной внутри корпуса установлен стальной купол, обеспечивающий поступление холодного газа в активную зону для поддержания температуры графитового замедлителя на уровне, при котором запасенная под действием радиации энергия в графите и изменение размеров графитовых блоков минимальны.

Перегрузка топлива под нагрузкой с помощью более простой по конструкции перегрузочной машины, чем машина, используемая в реакторах Magnox. Максимальная глубина выгорания топлива 18 000 МВт·сут/т.

Несмотря на успешную работу прототипа реактора типа AGR в Виндэйле который начал функционировать в 1962 г., возникшие неожиданные проблемы привели к ощутимой задержке в осуществлении программы строительства реакторов AGR, в частности первой из запланированных станций Dungeness В. Большая часть этих проблем возникла при масштабировании реактора-прототипа мощностью 33 МВт (эл.) до полномасштабной системы мощностью 625 МВт (эл.). (шумы и вибрация в реакторе и коррозия в парогенераторе ).

Первые две АЭС с AGR, Hinkley Point В и Hunterston В начали работать в 1976 г.

А.з. состоит из 324 каналов под кассеты, каждая кассета состоит из 36 твэлов.

Развитие ядерной индустрии в СССР