- •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, охолоджувані легкою водою
Преимущество канальных реакторов с обычной кипящей водой — прямой цикл, т. е. одноконтурная схема энергетической установки, при которой пар, вырабатываемый в реакторе, подается непосредственно в турбину. При одноконтурной схеме с кипящей водой для получения такой же температуры теплоносителя, как и при двухконтурной схеме с некипящей водой, давление теплоносителя в реакторе должно быть ниже на 2,0—2,5 МПа, что выгодно, так как снижается расход металла и стоимость установки.
Применение обычной воды в качестве теплоносителя вместо тяжелой приводит к сокращению расхода последней и, следовательно, к уменьшению капитальных затрат на реактор. Это — важное преимущество реакторов такого типа перед реакторами, охлаждаемыми тяжеловодным теплоносителем. Необходимо при этом иметь в виду и такое преимущество, что тяжелая вода отсутствует в контуре с высоким давлением, бороться с утечками из которого более сложно, чем с утечками из контура замедлителя, в котором давление невелико.
Расположение каналов в реакторах с кипящей водой вертикальное. Это диктуется необходимостью обеспечить вертикальное направление движения кипящей воды, так как образующиеся при кипении пузырьки с паром за счет меньшей по сравнению с водой плотности движутся вверх.
Характеристика
«Уинфрит», Великобритания
«Джентили-1», Канада
«Фуген», Япония
«Чирена», Италия
Электрическая мощность, МВт
100
250
165
38
Тепловая мощность, МВт
300
832,9
557
117,5
Диаметр каландра, мм
3710
4900
Высота каландра, мм
3960
Высота активной зоны, мм
3600
5000
3700
4000
Число рабочих каналов
104
308
224
60
Внутренний диаметр каналов, мм
130
104
117,8
106,1
Давление т/носителя на выходе, МПа
6,5
5,55
6,86
4,315
Температура т/носителя на выходе, °С
282
270
284
260
Среднее паросодержаиие на выходе, %
11
16,5
15
28,5
Макс. тепловая мощность канала, МВт
4
3,2
2,3
Тепловыделение (линейное), кВт/м
24
30,3
57,4
31,15
Обагощение по 235U, %
2,3
природное
1,5
природное
Среднее выгорание, МВт сут./т ТМ
19 000
7000
12 000
4000
Год ввода в эксплуатацию
1968
1972
1979
1982
Тяжеловодный реактор с «Унифрит»
1 —каландр;
2 — топливный канал;
3 — ГЦН;
4 — опускной трубопровод;
5 — трубопровод пара к турбине;
6 — коллектор пара;
7 — пароводяные трубы;
8 — трубы питательной воды;
9 — сепаратор пара;
10 — нейтронная защита;
11 — трубопроводы подвода воды к каналам
Реактор в Уинфрите построен как прототип для накопления опыта по созданию и эксплуатации реакторов такого типа. В Великобритании с 70-х годов предполагалось развивать атомную энергетику на базе тяжеловодных реакторов с обычной кипящей водой в качестве теплоносителя. Впоследствии это решение, однако, было отменено. Прототип такого реактора в Уинфрите был выведен на номинальную мощность в 1968 г. В этом реакторе 104 вертикальных топливных канала внутренним диаметром 130 мм и толщиной стенки 5 мм в пределах активной зоны выполнены из циркониевого сплава — циркалоя, а по концам — из нержавеющей стали. Топливные каналы проходят внутри каналов каландра, наружный диаметр которых равен 184 мм, а толщина стенки 3,3 мм. Размеры каландра следующие: диаметр 3710 мм, высота 3960 мм. Бак и каналы каландра выполнены из алюминия, промежуток между топливными каналами и каналами каландра заполнен углекислым газом, циркулирующим с малой скоростью. Газ является теплоизоляцией между теплоносителем и замедлителем и используется для контроля герметичности каналов.
С торцов и вокруг каландра расположены баки водяной биологической защиты.
Тяжелая вода в каландре находится под давлением, несколько превышающем атмосферное. Температура замедлителя поддерживается около 80 °С. Реактор оснащен контуром циркуляции тяжелой воды с отводом тепла, выделяющегося в замедлителе. В контуре предусмотрена система очистки тяжелой воды от примесей, в том числе от бора.
Верхний уровень тяжелой воды в каландре находится несколько выше верха активной зоны. Пространство над уровнем воды заполнено гелием. Для компенсации избыточной реактивности в замедлитель добавляется поглощающий нуклид 10В, концентрация которого изменяется в течение кампании. Автоматическое регули-рование мощности реактора осуществляется изменением уровня замедлителя. Для аварийной остановки реактора предусмотрены 12 U-образных труб, проходящих через каландр, которые за несколько секунд могут быть заполнены раствором бора, а также слив тяжелой воды из каландра. Поглощающих стержней и механических приводов для СУЗ реактора «Уинфрит» не предусмотрено.
ТВС состоит из 36 твэлов диаметром 14,5 мм, длиной 3,6 м. Твэлы представляют собой трубки из циркалоя, заполненные таблетками из спеченной двуокиси урана с обогащением по 235U около 2%. Теплоноситель на выходе из канала — пароводяная смесь со средним паросодержанием 11% находится под давлением 6,5 МПа (температура насыщения 282°С). В реакторе «Уинфрит» не предусмотрено регулирование расхода теплоносителя в каждом канале, так как разница мощности между отдельными каналами не превышает 20%. Необходимый расход устанавливают, исходя из максимальной мощности канала.
В целом эксплуатация реактора «Уинфрит» была успешной. В Великобритании к середине 70-х годов был разработан проект коммерческого реактора такого же типа мощностью 660 МВт (эл.) В дальнейшем это решение было отменено, и в настоящее время программа дальнейшего развития ядерной энергетики Великобритании базируется на водо-водяных реакторах под давлением.
