2.Основы конструктивного исполнения реактора.
Ядерный реактор состоит из нескольких взаимосвязанных систем, которые обеспечивают его функционирование. К ним относятся активная зона – основной источник тепла, торцевые и радиальные отражатели, система теплоотвода, органы регулирования и ядерной безопасности, а при использовании в качестве теплоносителя натрия или лития - система разогрева.
Активная зона набирается из тепловыделяющих элементов, как правило, представляющих собой цилиндрическую герметичную трубку, заполненную ядерным топливом (таблетками), в торцах которой размещены торцевые отражатели.
В реакторах на промежуточных или тепловых нейтронах активная зона реактора содержит также замедлитель. Им служит гидрид циркония (ZrH). Его максимальная рабочая температура, не приводящая к заметному выходу водорода, составляет менее 600оС. В связи с этим ограничением температуры, использовать реакторы на тепловых нейтронах в качестве источника тепла нецелесообразно. Либо, как в реакторе ИВГ-1, моделирующем процессы в ЯРД, применять сложную систему теплоизоляции /3/. Поэтому активная зона с промежуточным или тепловым спектром нейтронов применяется в РП («Топаз», «Енисей») /4,5/, где теплоноситель выступает в качестве охлаждающего рабочего тела. При этом они планируются к использованию только до мощностей менее 1МВт (тепловой).
Система теплоотвода предназначена для отвода выработанного в реакторе тепла и обеспечения допустимой температуры на элементах его конструкции. В ее состав входят подводящие и отводящие патрубки с коллекторами, которые осуществляют равномерный подвод (входной коллектор) и отвод (выходной коллектор) теплоносителя от ТВЭЛов.
Органы регулирования обеспечивают управляемое изменение тепловой мощности реактора путем влияния на распределение нейтронов в активной зоне. В космических энергетических установках принята система, в которой изменение нейтронного потока осуществляется за счет регулирования утечки нейтронов из активной зоны. Это достигается изменением отражательной способности нейтронов у радиального отражателя путем изменения его толщины, либо введения в его состав в процессе работы реактора поглощающего материала – В10.
Подобным же образом, только введением поглощающего материала – В10 в активную зону, приводящим к подкритичности реактора в любых ситуациях (штатных и аварийных), реализуются требования ядерной безопасности.
Использование в реакторах таких теплоносителей, как натрий или литий с высокой температурой плавления ~ 200оС, т.е. находящихся в условиях вывода на орбиту (~ 50оС ) в твердом состоянии, вынуждает снабжать реактор системой разогрева, обеспечивающей расплавление используемого в реакторе теплоносителя.
В случае РП активная зона набирается из ЭГК, а к рассмотренным системам реактора добавляются система подачи цезия к ЭКГ и система их коммутации. ЭГК, содержащий ядерное топливо, напрямую преобразует выделяющееся в нем тепло в электрическую энергию /6, 7/. Получение требуемых электрических параметров (тока, напряжения) РП обеспечивается соответствующим соединением ЭГК, составляющим систему коммутации. В ее состав входят также конструктивные элементы, обеспечивающие вывод из РП электрической мощности.
Непременным условием функционирования ЭГК служит подача в него пара цезия. Она производится с заданным давлением, которое регулируется температурой генератора паров цезия. Проходя через межэлектродный зазор, цезий собирает ГПД и выводит их из ЭГК. Затем цезий попадает в поглотитель, где поглощается пиролитическим графитом, а ГПД выводятся в космос. На ЯЭУ первого поколения на этом функции цезиевой системы заканчивались. Такая система получила название «расходной», т.е. цезий однократно проходил через ЭГК. В ЯЭУ второго поколения, прошедший через ЭГК цезий конденсируется, очищается от ГПД и затем снова подается в виде пара в ЭГК. В результате мы имеем «регенеративную» систему. Подача цезия в ЭГК в виде пара накладывает на конструкцию реактора определенные ограничения. Они заключаются в обеспечении соответствующей температуры в трактах цезия, по возможности, без применения в них дополнительных нагревателей.
В конструктивном плане ядерный реактор или РП представляет собой сварную конструкцию, состоящую из нескольких герметичных полостей. Каждая полость соответствует определенной системе реактора, т.е. имеются полости активной зоны, теплоотвода, системы регулирования и ядерной безопасности, системы разогрева. В РП к ним добавляются полости системы подачи цезия и электрической коммутации.
Герметичные полости, как правило, образованы цилиндрическими обечайками (оболочками) с приваренными к ним по торцам пластинами. Набор таких полостей образует конструкцию реактора. В соответствии с таким подходом рассмотрим схематично конструктивно-компоновочную схему ядерного реактора и проектный алгоритм ее создания. Его можно разбить на несколько этапов.
Первоначально по результатам нейтронно-физических и тепло-гидравлических расчетов определяют габариты активной зоны и отражателя, массу загрузки ядерного топлива, используемый для охлаждения реактора теплоноситель и его расход (данные расчеты выполняются в курсовой работе по дисциплине «Конструкция и расчет аппаратов нагрева»). По полученным данным выбираются форма, размеры и количество ТВЭЛов. Их следует равномерно распределить по внутреннему объему активной зоны. Как правило, ТВЭЛы размещают концентрически относительно продольной оси реактора в цилиндрической оболочке, диаметр которой равен диаметру активной зоны. Крепление ТВЭЛов осуществляется в торцевых пластинах, зафиксированных в цилиндрической оболочке. Фиксация пластин может быть выполнена либо сваркой, либо с использованием конструктивных элементов самого реактора в малогабаритных конструкциях (рис. 1) /8/. Такое решение позволяет производить снаряжение активной зоны реактора ядерным топливом непосредственно перед запуском ЯЭУ на орбиту.
Место крепления пластин может соответствовать осевому габариту активной зоны c учетом толщин находящихся в ТВЭЛе торцевых отражателей (см. рис.1), либо с включением в размер между фиксирующими ТВЭЛы пластинами осевых габаритов коллекторов подвода и отвода теплоносителя (рис. 2). Такой конструктивный прием используется для снижения гидравлического сопротивления. Оно может быть весьма значительным при попадании теплоносителя в активную зону и выходе из нее через отверстия в трубных досках, как представлено на рисунке 1.
1-крышка переднего коллектора, 2,10 - проставка, 3-передний коллектор, 4,13 – «трубна доска», 5 – ТВЭЛ, 6 – корпус реактора, 7- радиальный отражатель, 8- задний коллектор, 9- патрубок подвода теплоносителя, 11 –крышка заднего коллектора, 12 – отверстие для прохода теплоносителя
Рисунок 1 – Конструктивная схема реактора
Сами ТВЭЛы в этом случае должны быть снабжены дополнительными конструктивными элементами, фиксирующими их в торцевых пластинах. В качестве таких конструктивных элементов могут использоваться стержни или трубки. В последнем случае внутренний объем трубки может использоваться для сбора ГПД.
Крепление ТВЭЛа к торцевым пластинам – «трубным доскам» осуществляется с учетом различного температурного расширения ТВЭЛа и цилиндрической оболочки (корпуса реактора) - температура ТВЭЛа выше температуры оболочки, особенно во время вывода реактора на мощность. Такая конструкция реализуется за счет жесткого крепления одного конца ТВЭЛа с возможностью перемещения другого. В качестве жесткого крепления используется сварка или соединение типа болт-гайка (рис.3, рис.4), а свободное перемещение достигается путем размещения хвостовика ТВЭЛа в отверстии трубной доски (см. рис.1).
1, 17-крышка, 2, 14,16 -трубная доска, 3-компенсатор, 4-входной патрубок, 5 трубка подвода теплоносителя системы разогрева, 6-подвижное крепление ОР, 7-корпус реактора, 8-ТВЭЛ, 9-корпус ОР, 10-подвижная часть ОР, 11-тяга ОР, 12 - пружина13-неподвижная часть ОР, 15- трубка системы разогрева, , 18-корпус замка СБ, 19-фланец крепления реактора, 20-выходной патрубок, 21-жесткое крепление отражателя, 22-элемент отражателя, 23-штифт, 24-болт, 25-подвижное крепление отражателя, 26-емкость для сбора ГПД, 27-жесткое крепление сборки ТВЭЛов, а – контур емкости ГПД, б – контур элемента подвижного крепления ТВЭЛов
Рисунок 2 – Конструктивная схема реактора
1- корпус реактора, 2 – трубная доска, 3 - ТВЭЛ
Рисунок 3 - Конструктивная схема «жесткого» крепления ТВЭЛа (сварное)
1- корпус реактора, 2 – гайка, 3- трубная доска, 4 - ТВЭЛ
Рисунок 4 - Конструктивная схема «жесткого» крепления ТВЭЛа (болт-гайка)
Аналогичный эффект может быть достигнут путем придания возможности деформирования трубной доски относительно цилиндрической оболочки реактора. Это достигается за счет установки между трубной доской и оболочкой кольцевого гибкого элемента, например, в виде гофра сильфона (рис. 5).
1-корпус реактора, 2-гибкий элемент, 3-промежуточное кольцо,
4 – трубная доска, 5- ТВЭЛ
Рисунок 5 – Конструктивная схема «свободного» крепления ТВЭЛа
Существуют конструкции, в которых ТВЭЛы перед помещением в реактор, собираются в кассеты. Это повышает технологичность сборки активной зоны и позволяет сформировать для кассеты полость для выходящих из ядерного топлива ГПД. Для фиксации кассеты с ТВЭЛами используют крепление аналогичное креплению ТВЭЛа. Например (рис. 6), цилиндрические хвостовики ТВЭЛов 5 вварены в торец оболочки 4, объединяющей внутренние полости ТВЭЛов, а сама оболочка через промежуточную трубку жестко крепится к трубной доске 2. Противоположные концы ТВЭЛов свободно закреплены в пластине, при этом сама пластина через хвостовик также имеет возможность перемещаться в трубной доске. Такой конструкцией достигается независимое друг от друга расширение ТВЭЛов и, одновременно, удобство сборки активной зоны.
В результате выполненных операций формируется активная зона с закрепленными в трубных досках ТВЭЛами.
1-трубка вакуумирования, 2-трубная доска, 3 – трубка,
4-емкость для сбора ГПД, 5-ТВЭЛ
Рисунок 6 – Конструктивная схема «жесткого» крепления кассеты ТВЭЛов
Следующим этапом служит конструирование зоны подвода и отвода теплоносителя, т.е. зоны коллекторов. Она должна быть герметична и обеспечить равномерный отвод тепла с ТВЭЛов. Последнее достигается равномерным подводом теплоносителя к коллектору и, соответственно, равномерным отводом из него. Как правило, используется три подводящих и три отводящих патрубка, расположенных на цилиндрической оболочке. Герметизация коллекторов, т.е. полости теплоносителя, обеспечивается торцевыми крышками, которые привариваются к цилиндрическим оболочкам. Они служат продолжением оболочки активной зоны (рис.7). Таким образом, формируется жидкометаллическая полость реактора, включая его активную зону.
Геометрия корпуса активной зоны дает возможность перейти к проектированию радиального отражателя. Торцевые отражатели, как уже отмечалось, размещены в ТВЭЛах, либо ЭГК. Конструкция отражателя во многом зависит от используемого в нем материала. Для реакторов с температурой теплоносителя до 700оС используется бериллий, при более высокой температуре - окись бериллия. При этом подход к выбору конструкции радиального отражателя одинаков - он выполнен составным из нескольких элементов. Это обусловлено особенностями сборки отражателя с активной зоной реактора и технологией изготовления самого отражателя.
корпус реактора, 2 – торцевая крышка
Рисунок 7 – Конструктивная схема герметизации коллектора реактора
В реакторе КЯЭУ радиальный отражатель геометрически выполнен в виде кольцевого блока с равномерно расположенными по окружности цилиндрическими каналами. Они предназначены для размещения в них органов регулирования реактора. По условиям сборки узла органа регулирования (монтаж выполняется боковой стыковкой узла к корпусу реактора), кольцевой блок отражателя разделен по диаметру расположения в нем органов регулирования на две части – внешнее и внутреннее кольцо (рис.8). При этом сами кольца разбиты в местах перемычек на отдельные блоки. Превращение блоков в единую конструкцию радиального отражателя осуществляется путем болтового соединения отдельного внешнего блока с внутренним (рис. 9) с последующим соединением блоков кольцевым элементом 3 (рис. 10).
Крепление собранного радиального отражателя к цилиндрической оболочке активной зоны выполняется за счет организации на ней корончатых фланцев, между которыми и помещается отражатель. В креплении отражателя используется тот же принцип, что и при креплении ТВЭЛов, а именно один торец отражателя крепится к фланцу жестко, а другой имеет возможность осевого перемещения (рис. 10). Тем самым исключается возникновение термических напряжений из-за различий в коэффициентах термического расширения стали и бериллии, а также из-за перепада температуры между оболочкой активной зоны и радиальным отражателем, особенно на этапе разогрева реактора.
1-цилинндр ОР (поступательное движение), 2- блок отражателя внутренний,
3- блок отражателя внешний, 4 – оболочка ОР, 5 – накладка из В10,
6 - цилинндр ОР (вращательное движение)
Рисунок 8 – Конструктивная схема радиального отражателя
1-внешняя часть отражателя, 2-болт, 3- внутренняя часть отражателя, 4-корпус реактора
Рисунок 8 - Конструктивная схема крепления частей радиального отражателя
При использовании окиси бериллия блоки отражателя имеют, по сравнению с бериллием, меньшие габариты. Это отличие обусловлено технологическими ограничениями на изготовление из окиси бериллия крупногабаритных блоков.
Крепление блоков между собой осуществляется штифтовыми и болтовыми соединениями. При этом болты вворачиваются в предварительно помещенные в блоки отражателя металлические футурки (см. рис.2). Их фиксация производится с помощью штифтов, радиально вставляемых в блок отражателя и футурку. В остальном крепление отражателя к реактору производится аналогично креплению бериллиевого отражателя.
1-корпус реактора, 2-штифт, 3- кольцо, соединяющее блоки отражателя,
4-блок отражателя, 5-болт, 6- отверстие технологическое
а - свободное крепление, б – жесткое крепление
Рисунок 10 – Конструктивная схема крепления радиального отражателя с корпусом реактора
Как следует из описания, в реакторах используется отражатель без герметизирующей оболочки. Это во многом упрощает конструкцию и дает возможность при необходимости с учетом составной конструкции отражателя произвести его развал для аварийной остановки реактора. Такой конструктивный прием применялся в реакторах ЯЭУ первого поколения (изд. «Бук», «Енисей», SNAP-10A). В тоже время может использоваться и герметизация отражателя (изделие «Топаз»). В нем такое решение было обусловлено прокачкой теплоносителя по внешней поверхности РП.
Следующим этапом служит проектирование органов регулирования реактора и ядерной безопасности.
Как уже отмечалось, регулирование реактора осуществляется путем изменения отражающей способности отражателя. Для этого используются размещенные в радиальном отражателе регулирующие цилиндры из бериллия.
В реакторах с быстрым спектром нейтронов цилиндры, как правило, имеют поступательное движение. Оно позволяет открывать в отражателе пазы, через которые нейтроны «утекают» из активной зоны. Изменяя геометрию пазов, а, следовательно, величину «утечки» нейтронов можно регулировать поток нейтронов в активной зоне реактора.
В реакторах с промежуточным спектром нейтронов (рис10) регулирующие цилиндры имеют вращательное движение, при котором за счет накладок на внешней поверхности цилиндра из нейтронно-поглощающего материала В10 они способны либо отражать нейтроны в активную зону, либо их поглощать. В первом случае цилиндр развернут накладками наружу, во втором накладки из В10 повернуты к активной зоне.
В обеих конструкциях цилиндры помещены в герметизирующую оболочку -чехол и вставлены в цилиндрические каналы радиального отражателя. Чехол представляет собой тонкостенную цилиндрическую обечайку с двумя торцевыми крышками. С их помощью организовано его крепление к фланцам корпуса активной зоны. Как и в случае с ТВЭЛами, одна торцевая крышка чехла жестко закреплена на фланце, другая имеет возможность перемещаться относительно корпуса реактора. При этом на подвижной части торцевой крышке чехла сформирована сферическая поверхность. Она входит в направляющую втулку фланца реактора (см. рис. 2) и, тем самым, дает возможность углового перемещения регулирующего цилиндра. В некоторых случаях конструкция вала передней крышки ОР выполнена таким образом, чтобы позволить при проведении наземных испытаний подсоединить регулирующий цилиндр к стендовым приводам регулирования реактора (см. рис.11).
1-сильфон, 2-верхняя крышка, 3-верхняя коммутационная камера, 4-гермоввод, 5-патрубок, 6-замок СБ, 7-торцевой отражатель, 8-диск ZrH, 9-ЭГК, 10-радиальный отражатель, 11-СБ, 12-трубка подачи СО2, 13-нижний коллектор, 14-трубка, 15-гермоввод, 16-полость обогрева Cs коллектора, 17-РМ, 18- Cs коллектор, 19-нижняя коммутационная камера, 20-коммутация ЭГК, 21-вал ОР, 22-патрубок, 23-антилюфтовая пружина, 24-ОР, 25-вставка В10, 26-узел крепления ОР, 27- верхний коллектор, 28-патрубок вакуумирования.
Рисунок 11 - Конструктивная схема РП
В случае поступательного перемещения регулирующего цилиндра его положение относительно герметизирующей оболочки обеспечивается дистанционирующими шариками, размещенными в нескольких поясах. Для крепления шарика в бериллиевом цилиндре используется запрессованная в него обойма, в которую завальцован шарик.
Регулирующий цилиндр может быть выполнен либо моноблоком, либо состоять из двух частей: неподвижной и подвижной. В первом случае он весь перемещается относительно активной зоны, во втором изменение величины «утечки» нейтронов достигается перемещением только подвижной части отражателя (см. рис.2).
При использовании в конструкции регулирующего цилиндра с накладкой из В10 вращение цилиндра относительно герметизирующего чехла обеспечивается подшипниками качения, размещенными в его торцевых крышках.
Помимо бериллиевого регулирующего цилиндра в оболочке чехла должна быть размещена антилюфтовая пружина (поз.12 рис.2). Она исключает наличие люфта в механической связи между органом регулирования и его приводом. Пружина установлена таким образом, чтобы при выводе реактора на мощность (ввод отражателя в габариты активной зоны), привод преодолевал ее упругость. Такое решение придает конструкции дополнительное положительное свойство. Пружина в этом случае выполняет и функцию элемента ядерной безопасности. При снятии напряжения с электропривода пружина разжимается и выводит регулирующий цилиндр или его часть из габаритов активной зоны. В результате реактор выключается.
В реакторах с поворачивающимися регулирующими цилиндрами (рис.11, 12) антилюфтовые пружины несут аналогичную функцию, но работают по иному принципу. В данном случае используются спиральные пружины, работающие на скручивание. Один конец пружины закреплен на регулирующем цилиндре, другой на элементе герметизирующего чехла. Как правило, используются две последовательно соединенные пружины, размещаемые в зоне ввода в герметизирующий чехол приводного вала, соединяющего ОР с распределительным механизмом.
Каждый вал снабжен концевым элементом, позволяющим ему передавать вращательное движение и одновременно иметь возможность осевого и углового перемещения (рис.12). Такая конструкция носит название карданный вал. Он позволяет компенсировать различное температурное расширение агрегатов органов регулирования, например, «горячего» регулирующего цилиндра и «холодного» распределительного механизма. Последний служит для уменьшения количества электроприводов ОР и соответственно валов, проходящих сквозь радиационную защиту. Обычно четыре вала, идущих от электроприводов в распределительном механизме через шестерни передают вращение на двенадцать регулирующих цилиндров. Сам распределительный механизм, состоящий из четырех редукторов (по одному на каждый приводной вал), закреплен на реакторе таким образом, чтобы обеспечить возможность его свободного расширения относительно корпуса реактора. Один из вариантов такого крепления приведен на рис. 11.
1-регулирующий цилиндр, 2-корпус реактора, 3-корпус регулирующего цилиндра, 4-сильфон, 5-карданный вал, 6-чехол, 7-шарнир, 8- обойма шарнира, 9-корпус распределительного механизма, 10-подшипник, 11-антилюфтовая пружина
Рисунок 12 - Конструктивная схема соединения распределительного механизма и регулирующего цилиндра
Полость органов регулирования независимо от принципа действия – поступательное перемещение регулирующего цилиндра или его вращения - герметична и заполнена аргоно-гелиевой смесью. Тем самым исключается возможность «холодной» сварки в вакууме контактирующих элементов механизма регулирования. Герметичность достигается применением тонкостенных чехлов и сильфонов, соединяемых аргоно-дуговой сваркой.
Начиная с КЯЭУ второго поколения, ядерные реакторы снабжаются системой ядерной безопасности. Для выполнения своей функции элементы системы должны размещаться непосредственно в активной зоне реактора. Как правило, в ее центральной зоне они замещают ЭГК или ТВЭЛы, либо их сборки .
Конструктивно система ядерной безопасности представляет собой устройство (рис.13), которое по команде САУ или с Земли способно вывести поглощающий материал из активной зоны, либо ввести его туда в случае необходимости. Помимо этого, устройство выполнено таким образом, чтобы поглощающий материал мог попасть в активную зону реактора при обесточивании его исполнительных механизмов (авария ЯЭУ). Такие жесткие требования выполняются следующим образом. Поглощающий материал в виде таблеток В10 8 помещен в шарнирно соединенные между собой герметичные оболочки. Они образуют, так называемый, стержень безопасности (СБ). Его суммарный осевой размер соответствует длине активной зоны. Необходимость разбиения СБ на соединенные шарниром 9 элементы вызвана стремлением предотвратить заклинивание СБ в канале, отделяющем систему ядерной безопасности от полости активной зоны. Конструктивно этот канал проходит через весь реактор и вварен непосредственно или через компенсирующие элементы 17 в торцевые крышки корпуса реактора. На конце канала противоположном направлению выхода СБ из активной зоны размещен замок 13 стержня. Его назначение заключается в удержании стержня в активной зоне при любых ситуациях, включая аварийные. Открытие замка может проходить только по команде. Одним из вариантов такого замка служит конструкция, использующая принцип цангового устройства 11. Оно способно надежно удерживать СБ и давать ему возможность перемещения (открываться) при подаче управляющего сигнала (давления или напряжения). При этом конструкция замка должна обеспечивать фиксирование СБ при его повторном вводе в активную зону (после окончания ресурса ЯЭУ или в аварийной ситуации).
Расположение замка СБ должно предохранять его от разрушения при аварии (пожар на старте или несанкционированный вход реактора в плотные слои атмосферы). Одним из возможных путей обеспечения этого требования является размещение замка внутри корпуса реактора.
1-полость обогрева Cs полости, 2- цезиевая полость 3-полость коммутации,4-полость теплоносителя, 5-полость замедлителя,
6-торцевой отражатель, 7- замедлитель, 8-таблетка В10, 9-шарнир, 10-хвостовик СБ, 11- цанга, 12-привод раскрытия цанги,
13-механизм замка, 14-штуцер подвода газа, 15-пружина, 16-трос, 17-компенсатор, 19-кожух
Рисунок 13 – Конструктивная схема СБ
Вывод СБ из активной зоны может быть осуществлен различными способами. Возможен вывод СБ при помощи реечного механизма, как в органах регулирования реактора, либо тросовым механизмом (рис. 13). В последнем случае электропривод приводит во вращение барабан, на который наматывается соединенный с СБ трос. Под его действием стержень выходит из активной зоны.
Выбор того или иного способа во многом зависит от общей компоновки ЯЭУ, в частности, от месторасположения привода СБ – в зоне, защищаемой радиационной защитой, либо непосредственно на верхней крышке реактора. Во многом выбор определяется радиационной стойкостью элементов, комплектующих электропривода. Критическим элементом, как правило, является электрическая изоляция.
Ввод стержня в активную зону реактора, как уже отмечалось, должен обеспечивать механизм, не зависящий от функционирования смежных систем ЯЭУ. Таким механизмом служит пружина 15. При выводе СБ происходит ее сжатие и весь срок работы реактора пружина находится в сжатом состоянии. Удержание ее в таком положении обеспечивается либо самим электроприводом, либо электромагнитной муфтой. Именно их обесточивание позволяет пружине ввести СБ в активную зону.
При использовании тросовой системы пружина размещается в том же канале, что и СБ, между самим стержнем и наматывающим трос барабаном.
В случае реечного привода пружина конструктивно совмещена с электроприводом и его редуктором. Последний необходим для уменьшения хода пружины и, соответственно, габаритов всего привода. В последнем случае пружина располагается в более благоприятном для функционирования месте – при меньших температурах и радиационных потоках. Однако сам привод по кинематике более сложен и соответственно имеет большую массу.
Как и система регулирования реактора, система ядерной безопасности должна быть герметична и заполнена аргоно-гелиевой смесью.
Размещение каналов для СБ производится, исходя из нейтронно-физического расчета ядерного реактора. Как правило, они располагаются в центральной зоне активной зоны вместо ЭГК (РП), ТВЭЛа или группы ТВЭЛов.
Увеличение мощности реактора приводит к замене используемого теплоносителя эвтектического сплава Na-K на литий /2/. Это вызывает появление в составе реактора системы разогрева лития. Она представляет собой дополнительный жидкометаллический контур. Он может быть заполнен либо двойной эвтектикой Na-K, либо тройной эвтектикой Na-K-Cs. Первая с температурой плавления -11оС, вторая - -80оС. Жидкометаллический контур выполнен в виде несколько трубок малого диаметра (10-15мм), размещенных равномерно по периферии активной зоны (см. рис.2). Подача в них теплоносителя осуществляется через трубки, входящие в реактор по патрубкам основного теплоносителя. Равномерное распределение теплоносителя системы разогрева по активной зоне обеспечивается введением в конструкцию реактора дополнительных коллекторов. Один коллектор располагается в зоне входных основных коллекторов реактора, другой в зоне выходных коллекторов. Выходящие через патрубки реактора трубки разогревающего теплоносителя являются частью общей системы разогрева ЯЭУ, содержащей в своем составе электромагнитный насос и компенсационный бак.
Таким образом, рассмотрены все основные системы ядерного реактора и их конструктивное исполнение. Далее будут представлены системы, появляющиеся только в составе РП и их конструктивные особенности за исключением ЭГК. Его конструкция, как и конструкция ТВЭЛ в данном учебном пособии не рассматривается. Следует, однако, отметить, что тип ЭГК (одноэлементный, многоэлементный; с двухсторонним, односторонним отводом ГПД в цезиевый тракт, с выводом ГПД в отдельный тракт) оказывает серьезное влияние на конструкцию РП, в частности на элементы цезиевой системы. В первую очередь к ним относятся герметичные полости (одна или две), соединенные с межэлектродным зазором и заполненные парами цезия. Из них цезий подается в ЭГК и одновременно в них отводятся ГПД. На представленной конструктивной схеме (рис.11) показан РП с одноэлементным ЭГК и односторонним отводом ГПД из межэлектродного зазора. Соответственно, в этой конструкции присутствует одна полость. В случае использования двухстороннего отвода ГПД из межэлектродного зазора добавляется аналогичная полость с противоположной стороны ЭГК.
Конструктивно каждая полость формируется из двух пластин (трубных досок), вваренных по периферии в цилиндрическую оболочку корпуса РП. Как правило, одна из пластин одновременно служит крышкой реактора. К другой пластине герметично крепят ЭГК. Тепловая развязка между этими пластинами и вваренными в них ЭГК обеспечивают сильфонами, входящими в состав ЭГК.
По условиям функционирования термоэмиссионного преобразователя цезий в межэлектродный зазор преобразователя должен подаваться в виде пара. Его парообразное состояние поддерживают соответствующей температурой (свыше 300оС) цезиевой полости. Одним из конструктивных приемов, способных обеспечить такой температурный режим, служит размещение полости с цезием (коллектора) со стороны выходных коллекторов теплоносителя. В этом случае нагретый в реакторе теплоноситель дополнительно подогревает цезиевый тракт. Таким образом, существует зависимость размещения цезиевой полости от расположения входных и выходных коллекторов теплоносителя.
В конструкции РП, в котором предусмотрена загрузка топлива на старте, например, КЯЭУ «Енисей», т.е. при невозможности размещения агрегатов цезиевой системы на верхней крышке реактора, коллектор цезия однозначно размещают на задней торцевой крышке РП. Соответственно, выбрано положение входных и выходных патрубков теплоносителя.
Для полного исключения конденсации цезия на пути в ЭГК в конструкцию РП вводят дополнительные полости с теплоносителем. Они, располагаясь в контакте с цезиевым коллектором, поддерживают в нем необходимую температуру. Подвод к ним теплоносителя производят по трубкам из выходного коллектора теплоносителя, т.е. в полости попадает нагретый в РП теплоноситель (см. рис.11).
Следующей герметичной полостью, характерной только для РП, является полость электрической коммутации ЭГК. В ней соответствующим образом соединяются между собой ЭГК. Полость состоит из двух коммутационных камер: верхней и нижней. Конструктивно коммутационная камера представляет собой цилиндрическую полость, ограниченную по торцам стенками (трубными досками), отделяющими камеру с одной стороны от торцевой части коллектора теплоносителя, а с другой от коллектора цезия. В радиальном направлении коммутационная камера, как правило, ограничена цилиндрической частью коллектора теплоносителя. Выбор такой геометрии обусловлен требованием быстрого прогрева коммутационной камеры при выходе РП на режим. Одновременно достигается более равномерный нагрев конструкции и, соответственно, снижение в ней температурных напряжений.
Коммутационные камеры соединены между собой цилиндрическими каналами, в которых размещены ЭГК. Коммутационные камеры и соответственно соединяющие их каналы заполнены гелием. Его выбор обусловлен хорошей теплопроводностью, которая необходима для передачи тепла с ЭГК на охлаждающий его теплоноситель.
Коммутацию ЭГК осуществляют гибкими шинами, представляющими собой набор тонких медных листов U–ой формы. Такая форма позволяет обеспечить тепловую развязку соединенных между собой ЭГК. Для снижения электрического сопротивления ЭГК снабжены специальными наконечниками, на которые напрессовывают и приваривают шины.
Вывод электрической мощности с коммутированных ЭГК производят через гермовводы. Их конструкция обеспечивает сохранение герметичности коммутационных камер при отсутствии электрического контакта между самим выводом и корпусом РП. Гермовводы располагают в зависимости от положения коллекторов цезия и теплоносителя либо на торцевой крышке нижней коммутационной камеры, либо на ее цилиндрической части.
В коммутационных камерах может быть выполнено и крепление ЭГК. Оно может быть выполнено с использованием установленных на трубной доске шпилек.
РП тепловой мощностью до 1 МВт выполняют, как правило, с промежуточным спектром нейтронов, т.е. они имеют в своем составе замедлитель (см. рис.11). Им в космических ЯЭУ служит гидрид циркония. Применяемый в виде дисков он занимает в активной зоне пространство между ЭГК. Эта полость, образованная трубными досками с вваренными в них трубками, заполнена углекислым газом, который залечивает дефекты в защитном покрытии, нанесенном на поверхность дисков из гидрида циркония. Оно препятствует выходу из гидрида циркония водорода, когда его температура приближается к 550 оС. Для подвода к полости углекислого газа СО 2 и отвода из нее окиси углерода СО она снабжена патрубками диаметром (Ø10-12 мм).
Наличие углекислого газа в полости с гидридом циркония, в которой также размещены диски из бериллия (торцевой отражатель), отрицательно сказывается на свойствах бериллия. Для предотвращения этого контакта диски помещены в оболочку из нержавеющей стали.
Появление бериллиевых дисков связано с особенностью формирования торцевого отражателя в РП на промежуточных нейтронов. В нем торцевой отражатель состоит из бериллия, входящего в состав ЭГК и бериллия, расположенного между ЭГК.
Исходя из вышеизложенного, в упрощенном виде можно дать следующее расположение полостей по продольной оси в РП, начиная из центра активной зоны к периферии. Полость гидрида циркония, по торцам которой размещены очехлованные диски бериллиевого отражателя, ограничена трубными досками, отделяющими ее от полости теплоносителя. Затем следует трубная доска, разграничивающая полость теплоносителя от коммутационной камеры. Следующая трубная доска отделяет коммутационную камеру от цезиевой полости. При наличии обогревающих цезиевый коллектор полостей теплоносителя они располагаются в соответствующем порядке. Замыкают объем торцевые крышки РП.
Размещенные с двух сторон активной зоны полости (теплоносителя, коммутации) связывают между собой концентрически расположенные между ними трубки. К ним относятся:
трубки между трубными досками, ограничивающими гидрид циркониевую полость;
трубки между трубными досками, ограничивающими коммутационную полость.
Внутри последних трубок размещены ЭГК, герметично соединенные по торцам с двумя полостями (при проточной системе цезия) или одной полостью (при замкнутой системе цезия).
Помимо рассмотренных конструктивных элементов корпус реактора или РП должен быть снабжен узлами крепления для стыковки к нему смежных агрегатов, например, стыкующиеся с РЗ рамы, оболочки или самой РЗ. Узлами крепления могут служить либо отдельные кронштейны, либо фланец. Последний получил наибольшее распространение в ЯЭУ второго поколения. Фланец, как правило, размещен на внешней поверхности коллектора теплоносителя или коммутационной камеры. Его геометрия определяется конструкцией реактора и конструкцией узлов крепления рамы или РЗ.