Реактори на швидких нейтронах з Не-теплоносієм

Реакторы на быстрых нейтронах с гелиевым охлаждением имеют ряд преимуществ по сравнению с натриевыми. Это прежде всего возможность увеличения КВ за счет лучших нейтронно-физических свойств; практическое отсутствие активации теплоносителя, что существенно упрощает обслуживание и ремонт оборудования первого контура; хорошая совместимость с конструкционными материалами и топливом; более высокие параметры термического цикла и т. п. Реакторы на быстрых нейтронах имеют два контура отвода тепла: первый — с гелием, второй — с водой и водяным паром. В принципе возможно создание одноконтурной установки с газовой турбиной. Все это значительно снижает капитальные затраты на создание установки с таким реактором. Однако использование гелия в реакторах на быстрых нейтронах, характеризующихся большой энергонапряженностью, требует значительного повышения давления теплоносителя (до 10,0— 15,0 МПа), что усложняет проблему создания металлического корпуса для реактора и задачу аварийного охлаждения при потере теплоносителя. Проблема создания корпуса была решена использованием корпусов из ПНЖБ. Вероятность внезапного разрушения бетонного корпуса и разрыва герметизирующей оболочки ничтожно мала. Поэтому такую аварию утечки гелия из корпуса можно не рассматривать с учетом динамики развития трещин в железобетонном корпусе.

Более вероятны нарушения теплоотвода, связанные с выходом из строя газодувок и их обесточиванием. Для снижения последствий таких нарушений в гелиевых реакторах на быстрых нейтронах предусмотрены как минимум две независимые системы охлаждения: основная и вспомогательная. Основная система охлаждения выполнена из нескольких параллельных петель. Каждая петля подключена к узлам, подводящим и отводящим теплоноситель от активной зоны, параллельно с другими, что позволяет обеспечить съем тепла с зоны даже при одной работающей петле. Обычно число петель выбирается большим или равным трем.

Вспомогательная система охлаждения обеспечивает отвод тепла из реактора к парогенератору, охлаждаемому технической водой, за счет естественной циркуляции гелия или с помощью газодувки с независимым приводом. Вспомогательная система охлаждения имеет обычно две-три петли.

Для реакторов на быстрых нейтронах с гелиевым теплоносителем рассматриваются в основном два типа твэлов: стержневые и микротвэлы — небольшие сферические топливные частицы с по¬крытием. Стержневые твэлы имеют шероховатость на наружной поверхности оболочки. Шероховатость в виде кольцевых выступов высотой до 0,15 мм, шириной 0,3 мм с шагом 1 —1,2 мм увеличивает коэффициент теплоотдачи вдвое. При этом одновременно растет гидравлическое сопротивление шероховатого участка (в 3 раза). Тем не менее такое решение оказывается энергетически более выгодным, чем увеличение коэффициента теплоотдачи за счет форсирования скорости. Шероховатость наносится примерно на 2/3 длины активной части твэла со стороны выхода теплоносителя.

Для снижения давления газообразных осколков деления может быть рассмотрен вариант твэла с отсосом газа по специальному каналу, так как использование негерметичного твэла в гелиевом реакторе приводит к существенному повышению активности контура. В таких твэлах продукты деления из оболочки твэла через каналы в торцевых заглушках и опорной решетке направляются в фильтр, затем в отсосные каналы опорной решетки . При переходе из хвостовика кассеты в опорную плиту продукты деления разбавляются гелием, что обеспечивает их быстрый вывод из активной зоны и предотвращает выпадение конденсирующихся компонентов в тракте отсоса. Наряду с разгрузкой оболочки от разности давлений это позволяет избежать утечки продуктов деления из твэлов даже при разгерметизации оболочки.

Микротвэлы охлаждаются протекающим через их слой потоком теплоносителя, что приближает температуру теплоносителя к допустимой температуре микротвэла. Ограничение гидравлического сопротивления уменьшает толщину слоя микротвэлов до нескольких десятков сфер по ходу теплоносителя.

Схема реактора GCFR-300 (США):

1 — корпус из ПНЖБ;

2 —тепловая защита;

3 — активная зона;

4 — теплообменник вспомогательной петли;

5 — газодувка вспомогательной петли;

6 — СУЗ;

7 —газодувка основной петли;

8 — парогенератор;

9 — верхняя камера;

10 — нижняя камера;

11 — перегрузочный механизм

Проект демонстрационной АЭС с реактором на быстрых нейтронах мощностью 300 МВ.т (эл.) разработан фирмой «Галф дженерал атомик». В первом контуре теплоноситель— гелий при давлении 8,5 МПа, во втором контуре — вода и пар. Первый контур состоит из трех основных петель. В каждой из них гелий, выходя из реактора при температуре 542 °С, попадает сначала в пароперегреватель, затем в парогенератор. После парогенератора газодувкой гелий с температурой 313°С возвращается в реактор. Во втором контуре вода с температурой 210°С поступает в парогенератор, который производит пар с температурой 468 °С и давлением 20,0 МПа. Этот пар поступает на паровую турбину которая приводит в движение газодувку основной петли, а после нее с параметрами Т = 360°С и р = 9,2 МПа направляется в пароперегреватель. На основную турбину поступает пар с температурой 495°С и давлением 8,4 МПа.

Реактор и все оборудование первого контура размещено в корпусе из ПНЖБ.

Система охлаждения реактора содержит три основные петли и три вспомогательные (см. рис.). Вспомогательные петли, в каждую из которых входят газодувка и теплообменник, предназначены для расхолаживания реактора во время его длительной остановки. Три основные петли, образующие первый контур реактора, включают в себя газодувки и парогенераторы и предназначены для охлаждения реактора при работе на номинальной мощности и передачи тепла теплоносителю второго контура. Газодувка основной петли приводится в движение паровой турбиной, а газодувка вспомогательной петли — электроприводом. Парогенераторы, теплообменники и газодувки размещены в шести вертикальных полостях в стене корпуса из ПНЖБ, окружающих активную зону. Стены бетонного корпуса защищены от воздействия излучения активной зоны тепловой защитой, состоящей из двух слоев: первый набран из стальных блоков, второй — из полых стальных цилиндров, заполненных графитом.

Газодувки нагнетают гелий в верхнюю камеру над активной зоной, откуда он направляется вниз для охлаждения ТВС и сборок зоны воспроизводства (небольшая часть гелия направляется на охлаждение тепловой защиты). Выходящий из активной зоны нагретый гелий собирается в нижней камере и из нее поступает в парогенераторы. В парогенераторах гелий сначала проходит по центральной трубе вверх, затем вниз, омывая пучки труб, далее вокруг оболочек с пучками труб поднимается вверх к газодувкам, которые, обеспечивая необходимый напор, нагнетают гелий в верхнюю камеру.

Активная зона набрана из 118 ТВС шестигранной формы, которые закреплены в верхней несущей плите. Активную зону окружают два ряда, из 93 сборок, образующие боковую зону воспроизводства. Все сборки имеют одинаковые размеры и геометрию: длину 3050 мм и размер под ключ 165 мм. Шаг расположения сборок в зоне равен 171 мм. Толщина стенки чехла сборки 1,15 мм. Каждая ТВС содержит 270 твэлов. Твэл представляет собой стерженьковый элемент: втулки из смеси двуокиси урана и двуокиси плутония заключены в стальную оболочку с наружным диаметром 7,2 мм и толщиной стенки 0,5 мм. В данном реак¬оре применены вентилируемые твэлы, благодаря чему давление внутри оболочек твэлов становится примерно на 0,2 МПа ниже давления теплоносителя в активной зоне. Для улавливания продуктов деления имеются ловушки из древесного угля в каждом твэле и вторичная кольцевая ловушка в верхней части сборки. В центральной трубке содержатся выводы от термопары, предназначенной для измерения температуры гелия на выходе из сборки.

Для выравнивания энерговыдёления по радиусу в активной зоне выделены четыре подзоны с разным обогащением по плутонию: от 14,7 % в центре до 22,1 % на периферии. Коэффициент неравномерности энерговыделения по радиусу при этом равен 1,3. Для обеспечения необходимого расхода гелия через сборку в ее нижней части установлено дроссельное устройство.

Сборки зоны воспроизводства содержат 127 элементов (большего диаметра по сравнению с твэлами ТВС), содержащих таблетки из двуокиси обедненного урана.

Перегрузка реактора осуществляется снизу с помощью перегрузочной машины.

СУЗ состоит из 27 управляющих сборок, которые по форме аналогичны ТВС. Приводы СУЗ расположены над реактором. Все управляющие сборки делятся на две группы: 21 стержень управления и 6 стержней АЗ.