- •Рекомендована література
- •Мета курсу
- •Загальні характеристики окремих ядерних реакцій
- •Загальна схема ядерного реактору
- •Класифікація ядерних реакторів за призначенням
- •Інтегральні характеристики економічності енергетичних ядерних реакторів
- •Основні вимоги до складових
- •Класифікація ядерних реакторів
- •Основні типи енергетичних реакторів
- •Водо-водяні реактори під тиском
- •Переваги та вади
- •Спрощена принципова теплова схема двоконтурної аес з водо-водяним реактором
- •Принципова конструкція водо-водяного реактору під тиском
- •Еволюція водо-водяних реакторів типу ввер
- •Водо-водяний реактор типу ввер-440
- •Принципова теплогідравлічна схема
- •Конструкційні рішення реактору ввер-440
- •Твз реактору ввер-440
- •Твел реактора ввер-440
- •Регулювання в реакторі ввер-440
- •Контроль параметрів реактору ввер-440
- •Перевантаження палива в реакторі ввер-440
- •Водо-водяний реактор типу ввер-1000
- •Ключові відмінності від ввер-440
- •Принципова теплогідравлічна схема
- •Будівельні рішення енергоблоку з ру типу ввер-1000
- •Компоновка обладнання в го
- •Відмітки розміщення основного обладнання в го
- •Конструкційні рішення реактору ввер-1000
- •Кришка реактора
- •Кільце опорне
- •Кільце упорне
- •Паливо реактору ввер-1000
- •Регулювання в реакторі ввер-1000
- •Обладнання бетонної шахти реактора
- •Технологічні системи очистки/підготовки робочих середовищ
- •Системи спецводоочистки (сво)
- •Розчиновий вузол
- •Система борного регулювання
- •Система подувки-поднитки первого контура
- •Система организованных протечек
- •Система промконтура
- •Система спецгазоочистки
- •Установки спалювання водню
- •Системи безпеки ввер-1000
- •Загальні принципи побудови систем безпеки
- •Структура систем безпеки
- •Саоз ввер-1000
- •Система аварийного впрыска бора высокого давления
- •Система аварийной подпитки высокого давления
- •Система аварийной подачи питательной воды в парогенераторы
- •Система защиты второго контура ввэр-1000 от превышения давления
- •Система удаления парогазовой смеси из первого контура
- •Система аварийного электроснабжения (саэ)
- •Системы технического водоснабжения (ств) аэс
- •Системы охлаждения потребителей реакторного отделения
- •Спринклерные системы
- •Управляющие сб эб аэс
- •Водо-водяний реактор типу ввер в-392
- •Водо-водяні реактори під тиском «західного» проекту
- •Реакторна установка типу ар-1000
- •Головний циркуляційний контур ар-1000
- •Реактор ар-1000
- •Легководні киплячі реактори
- •Графітові реактори
- •Водо-графітові реактори
- •Газо-графітові реактори
- •Вуглекисло-графітові реактори
- •Гелій-графітові реактори
- •Важководні реактори
- •Загальна інформація
- •Корпусні важководні реактори
- •Канальні важководні реактори
- •Канальні важководні реактори, охолоджувані важкою водою
- •Канальні важководні реактори, охолоджувані легкою водою
- •Реактори на швидких нейтронах
- •Реактори на швидких нейтронах з Na-теплоносієм
- •Реактори на швидких нейтронах з Не-теплоносієм
Канальні важководні реактори
За конструктивним виконанням існують канальні важководні реактори:
з киплячим теплоносієм та одноконтурною схемою;
з некиплячим теплоносієм та двоконтурною схемою.
Схеми канальних реакторних установок з киплячою легкою (а) та некиплячею важкою (б) водою:
1 - бак з важководним уповільнювачем (каландр);
2 - технологічний канал;
3 - сепаратор пари;
4 - збірний колектор;
5 - роздавальний колектор;
Б - отвори для скидання важководного уповільнювача;
7 - газовий зазор;
8 - труба каландра;
9 - циркуляційний насос.
Канальні важководні реактори, охолоджувані важкою водою
Реакторні установки типу СANDU (CANada Deuterium Uranium) відносяться до групи важководних енергетичних реакторів (за міжнародною класифікацією - PHWR - Power Heavy Water Reactor).
Після Канади, що є країною походження технології СANDU та експлуатує 18 таких енергоблоків, Пакістан та Індія були першими країнами, де були побудовані енергоблоки з реакторними установками цього типу (встановлена потужність 137 та 100 МВт, підключення до мережі у 1971 та 1972 р.р., відповідно). В Пакистані про-грама СANDU не знайшла подальшого продовження. В Індії наступний блок типу CANDU потужністю 200 МВт був побудований на базі досвіду, отриманого при будівництві 1-го блоку через 8 років (підключення до мережі у 1980 р.). Відтоді в Ін-дії введені в експлуатацію ще 13 блоків цього типу, зараз будується ще 3 важководя-них реактори. При цьому, один із споруджуваних блоків потужністю 200 МВт орієн-тований на використання торієвого циклу.
Наступними країнами, що приєдналися до програми СANDU, були Південна Корея та Аргентина, де комерційна експлуатація перших енергоблоків типу CANDU встановленою потужністю 679 та 648 МВт була розпочата у 1983 та 1984 р.р., відповідно. В обох країнах програма СANDU знайшла активний подальший розвиток. В Південній Кореї в період 1997-1999 р.р. були введені в експлуатацію ще 3 блоки, подальше будівництво не планується. В Аргентині зараз будуються ще 2 блоки типу CANDU.
Останніми країнами, що почали використовувати технологію СANDU, бу-ли Румунія та Китай (відповідно, 1996 та 2002 р.р.). В Румунії на сьогодні в експлуа-тації знаходяться 2 енергоблоки типу CANDU, в планах будівництва – ще 3 блоки на АЕС Чорновода. В Китаї зараз в експлуатації знаходяться 2 блоки цього типу.
Характеристика
«Дуглас- Пойнт»
«Пикеринг» (блоки 1—4)
«Брук-D-4» (блоки 1—4)
«Пойнт- Лепро»
Год ввода в эксплуатацию
Электрическая мощность, МВт
1968
206
1971
514
1977
740
1981
633
Тепловая мощность, МВт
701
1744
2855
2180
Диаметр каландра, мм
5990
8040
8460
Длина активной зони, мм
5004
5940
5940
Число рабочих каналов
306
390
480
Внутренний диаметр каналов, мм
82,55
103
103
Давление т/носителя иа выходе, МПа
10,2
8,82
9,2
9,96
Температура т/ носителя на выходе, °С
293
293,4
304
310
Макс. тепловая мощность канала, МВт
2,743
5,125
5,82
Среднее выгорание, МВт-сут/т ТМ
8490
7420—7710
7160
7500
Тепловыделение (линейное), кВт/м
27,3
25
26,1
Канальний важководний реактор з некиплячою водою "Пикеринг". Основна частина реактора - каландр являє собою циліндричну посудину з нержавіючої сталі діаметром близько 8 м і довжиною ~8 м. Його маса без палива та сповільнювача становить приблизно 665 т. Усередині циліндричної стінки каландра встановлений тепловий захист із смуг нержавіючої сталі товщиною ~115 мм. По торцях є комбіновані теплові та радіаційні захисти із сталевих смуг і плит, охолодження їхньої периферійної частини здійснюється водою, що циркулює по трубках, прокладених по окружності захисту. Разом з охолоджуючими трубками товщина торцевого захисту становить близько 1,2 м.
Общий вид реактора «Пикеринг»:
1- цилиндрический корпус,
2- трубы каландра
3- сбросные каналы,
4- сбросной бак,
5- внутренний трубный лист торцевой защиты
б, 10- вход и выход охлаждения торцевой защиты
7- трубы технологических каналов,
8- отвод и подвод теплоносителя
9- наружный трубный лист торцевой защиты,
11- опорные стержни корпуса
12- каналы стержней СУЗ,
13- оболочка корпуса
14- подвою reлия,
15- коллектор входа
ТВЗ реактора «Пикеринг»
1 -таблетка из двуокиси урана,
2, 5- каркас ТВС,
3- стержневой твэл в трубках из циркония,
4- дистанционирующий выступ из циркалоя
Зовні каландра є 25 груп сопел для охолодження шляхом зрошення внутрішніх металевих частин, не покритих сповільнювачем, у яких виділяється тепло за рахунок поглинання випромінювання як під час роботи, так і при зупинках реактора. Під каландром розташований горизонтальний циліндричний бак з нержавіючої сталі діаметром близько 5,4 м і довжиною 11,5 м, з товщиною стінки 19,1 мм. Бак з'єднаний з каландром чотирма скидними отворами. Під час роботи реактора в баку підтримується тиск гелію вище, ніж у верхній частині каландра.
При необхідності тиск газу скидається і уповільнювач під дією сили ваги зливається з каландра в бак.
Через каландр проходять 390 горизонтальних труб із циркалоя-2 зовнішнім діаметром 131 мм із товщиною стінки 1,55 мм. Усередині них вставлені канальні труби, у які завантажені ТВС. У кільцевому зазорі між трубами каландра та каналів прокачивається азот, що є теплоізоляцією між гарячим теплоносієм у каналах і холодним сповільнювачем в каландрі, середня температура якого дорівнює 22,2°С, а максимальна 68°С. Сповільнювач перебуває при тиску 0,175 Мпа. Загальний обсяг сповільнювача в активній зоні становить 242м3.
Схема відведення тепла від реактора - двоконтурна. До кожного контуру каналу приєднані трубопроводи для підведення та відводу теплоносія. Тепло з каналів передається важкою некиплячою водою до парогенераторів, у яких виробляється насичена пара тиском близько 4,0 Мпа. Температура води на вході в реактор 249°С, на виході 293 °С. Тиск у контурі реактора близько 9,0 Мпа.
Перевантаження палива здійснюється при роботі реактора на потужності. З кожного торця реактора встановлено по одній перевантажувальній машині, які працюють по напівавтоматичній програмі: стикування з каналом, ущільнення по каналу, видалення ізолюючих і захисної пробок, установка або видалення паливної збірки, розстикування з каналом.
Схема перегрузки топлива
1 — реактор;
2 — топливный канал;
3 — торец канала;
4 — перегрузочная машина;
5 — загружаемая ТВС;
6 — выгружаемая ТВС
Параметр
ЕС-6
ACR-1000
Електрична потужність, МВт (е)
750
1165/1085
Теплова потужність, МВт (т)
2064
3187
Охолоджувач
D2O під тиском, 192 т, Т=300оC
H2O під тиском, Т=300оC
Сповільнювач
D2O, 265 тон
D2O, 250 тон
Діаметр каландра, м
7.6
7.5
Паливний канал
Горизонтальний, труби з Zr2.5%вагNb, хвостовики з неіржавіючої сталі 403 SS
Горизонтальний, труби з Zr2.5%вагNb, хвостовики з неіржавіючої сталі 403 SS
Число паливних каналів, шт.
286
520
Товщина труби під тиском, мм
4
6.5
Хімічний склад палива
UO2 (PuO2, ThO2)
(PuO2, ThO2)
Збагачення палива по 235U, %
0.71 (природнє) – 1,2
до 2.3
Число ТВЕЛ в касеті, шт
37 (для природного U)
43 (для 2,3% 235U)
Вигоряння, МВт доб/т U
7500 (для природного U)
20000 (для 2,3% 235U)
Термін експлуатації, років
60 (можливе продовження)
60 (можливе продовження)
