Гелій-графітові реактори

В начале 60-х годов было предложено использовать в газоохлаждаемых реакторах в качестве теплоносителя инертный гелий, а в качестве топлива — керамические материалы в сочетании с графитовым замедлителем. При этом на выходе из реактора можно получить температуру 750—950°С и выше. Газоохлаждаемые реакторы такого типа получили название «высокотемпературные газоохлаждаемые» (ВТГР). Преимущества ВТГР:

В период 1966—1968 гг. в Великобритании, США и ФРГ были введены в эксплуатацию три опытных ВТГР: «Драгон», «Пич-Боттом» и АVR. Во всех трех реакторах в качестве топлива использовались микротвэлы с многослойным покрытием из пироуглерода различной плотности и карбида кремния. Особый интерес пред-ставляет АVR, в котором использованы шаровые твэлы. Такие твэлы просты по конструкции и технологичны в изготовлении. Их применение позволило осуществить непрерывную перегрузку топлива без остановки реактора, достичь равномерного и оптимального выгорания топлива благодаря многократному прохождению твэлов через активную зону.

Схема циркуляции шаровых твэлов в ВТГР с засыпной активной зоной

1 — подъемник твэлов;

2 — устройство для исследования твэлов и измерения выгорания;

3 — емкость для поврежденных твэлов;

4 — накопитель;

5 — активная зона;

6 — устройство подачи твэлов;

7 —шаговый разделитель твэлов;

8, 9 — промежуточные шнеки;

10 — ЭВМ для управления процессом;

11 — устройство для вывода твэлов из контура;

12 — направляющее приспособление

Шаровые твэлы

а- твэл с резьбовой пробкой;

б- прессованный твэл;

1- резьбовая пробка;

2- графитовая оболочка;

3- графитовая матрица;

4- наружная зона без топлива;

5- делящийся и воспроизводящий материал

Конструкция реактора АVR:

1 —газодувка;

2 — опора корпуса;

3 — канал загрузки твэлов;

4 — внутренний корпус;

5 — вывод труб парогенератора;

6 — парогенератор;

7 — биологическая защита:

8 — активная зона;

9 — отражатель;

10 — тепловая защита;

11 — опорная конструкция;

12 — наружная оболочка

Накопленный опыт проектирования и успешной эксплуатации опытных ВТГР позволил создать первые энергетические реакторы НТGR в США и ТНТR в Германии.

Реакторы НТGR (США)

Схема РУ АЭС «Форт Сент Брейн»

1 - газодувка,

2 - модуль парогенератора,

3- активная зона,

4- канал для системы СУЗ и nерегрvзки топлива

5- канал для ионизационной камеры,

6- охлаждаемая опорная конструкция зоны,

7 -корпус реактора из ПНЖБ

Графитовые тоnливные блоки

1- каналы для выгорающих поглотителей 12,7 мм

2- каналы для теплоносителя 21 мм,

3- каналы для твэлов 15,9 мм,

4- графитовая пробка

5- отверстие для захвата перегрузочной машины,

б- установочный штифт,

7- поток гелия,

8- установочное гнездо

Для высокотемпературных газаграфитовых реакторов характерно нисходящее направление движения теплоносителя. В них теплоноситель с температурой около 300 ^оС поступает с верхнего торца активной зоны и, подогревшись, отводится с нижнего. При этом приводы СУЗ и устройства для перегрузки во время нормальной работы находятся в зоне сравнительно холодного газа.

РУ «Форт Сент Брейн» имеет интегральную компоновку первого контура в одном общем железобетонном корпусе. Высота шестигранного корпуса 35 м и диаметр (размер под ключ) 20,3 м. Внутренняя полость корпуса цилиндрической формы диаметром около 9 м и высотой 22,5 м. В верхней части корпуса размещен сам реактор, а парогенераторы и газодувки — под ним.

Целостность корпуса при рабочем давлении ~ 5 МПа обеспечивается усиливающей стальной арматурой и системой предварительного напряжения, состоящей из металлических тросов. Внутренние поверхности полостей и каналов корпуса облицованы оболочкой из углеродистой стали. Для обеспечения допустимой температуры бетона и стальной оболочки к внутренней поверхности последней прикрепляется слой керамической теплоизоляции По внешней поверхности стальной оболочки, обращенной к бетону, проложена система труб для водяного охлаждения, что позволяет поддерживать температуру внутренней поверхности бетона на уровне 70 °С

Активная зона набирается из шестигранных графитовых блоков с твэлами, изготовленных из обычного реакторного графита. В топливных блоках имеются 102 продольных сквозных канала для гелиевого теплоносителя и 210 заглушённых для твэлов и выгорающих поглотителей.

Твэлы, загружаемые в глухие каналы, представляют собой цилиндрические стержни высотой 5—6 см, выполненные прессованием мелких топливных частиц в графитовой матрице. В качестве топлива используется высокообогащенный (93%) уран в виде 1Х2 с размером частичек около 200 мкм, а воспроизводящим материалом служит ТЮ2. Твэлы покрыты газоплотной оболочкой, выполненной из высокопрочного пиролитического графита.

Выгорающие поглотители также представляют собой графитовые стержни, содержащие до 5% природного бора (в виде В₄С). Они предназначены для компенсации избыточной реактивности и выравнивания радиального энерговыделения.

Реактор регулируется с помощью 74 подвижных регулирующих стержней, перемещаемых попарно от одного привода.

Перегрузка топлива производится при выключенном реакторе со сбросом давления и расхолаживанием контура. На реакторе АЭС «Форт Сент Брейн» при продолжительности кампании 6 лет предусматривается ежегодная перегрузка 1/6 части топлива (примерно 250 блоков). Перегрузка производится через вертикальные каналы, расположенные на верхней крышке реактора. Каждый канал обслуживает группу топливных колонн. Через те же перегрузочные каналы проходят приводы СУЗ, которые во время перегрузки убираются.

Топливные графитовые блоки одновременно служат и замедлителем. Они не рассчитаны на весь срок работы и полностью заменяются новыми за время кампании реактора. Аналогичные графитовые блоки, являющиеся отражателем, не имеют вертикальных каналов для топлива и теплоносителя и заменяются примерно в 2 раза реже, чем топливные в активной зоне.