52. Определение размеров активной зоны реактора.

1. Выбираем: отношение Vзам к Vтоплива равным 2;

теплонапряжение объема активной зоны – q_v=120 Вт/см³; N₀= 120 Вт/см³

2. Размер активной зоны:

Коэффициент уплотнения активной зоны (β) – β=0,9; β=Dаз/Наз

Объем активной зоны: V_аз=(N_т*η)/q_v = (500*10⁶*1)/ 120 = 4,16 *10⁶ см³

Диаметр активной зоны:

Высота активной зоны:

Расчет количества ТВЭЛов в кассете

Тип кассеты – бесчехловая.

Поперечное сечение касеты:

, V₀ – объем кассеты относительный к высоте активной зоны.

Объем топлива:

Объем ТВЭЛа: 5024 см²

Объем воды приходящейся на ТВЭЛ:

Количество ТВЭЛов в кассете:

52. Реактор bwr: основные технические решения.

Кипящий водо-водяной реактор (англ. Boiling Water Reactor (BWR)) — тип корпусного водо-водяного ядерного реактора, в котором пар генерируется непосредственно в активной зоне и направляется в турбину.

Кроме этого типа реакторов кипящими могут быть канальные ядерные реакторы графито-водного типа, например РБМК и ЭГП-6.

Особенность кипящих реакторов заключается в том, что у них отсутствует борное регулирование, компенсация медленных изменений реактивности(например, выгорания топлива) производится только межкассетными поглотителями, выполненными в виде креста. Борное регулирование неосуществимо из-за хорошей растворимости бора в паре (большая его часть будет уноситься в турбину). Бор вводят лишь на время перегрузки топлива для создания глубокой подкритичности.

В большинстве кипящих реакторов поглощающие стержни системы управления и защиты располагаются снизу. Таким образом значительно повышается их эффективность, так как максимум потока тепловых нейтронов смещён в реакторах этого типа в нижнюю часть активной зоны. Такая схема также более удобна при перегрузках топлива и освобождает верхнюю часть реактора от приводов СУЗ, позволяя таким образом более удобно организовать сепарацию пара

В реакторах типа BWR используется деминерализованная вода как замедлитель нейтронов в управляемой ядерной реакции, а также как теплоноситель в реакторе.

Вода проходит через активную зону и закипает. Образуемый пар вращает турбину электрогенератора. Оттуда пар идет в конденсатор, где охлаждается вторым потоком воды и снова превращается в воду, поступаемую снова в активную зону.

54 Пассивные защиты ВВЭР-1000

На случай отказа всех этих барьеров безопасности существует еще один дополнительный защитный уровень, на котором определенные защитные системы включаются автоматически, когда даже самые незначительные показатели работы АЭС (температура, давление, мощность и другие) начинают превышать определенные показатели. Это так называемая пассивная, т.е. не требующая вмешательства операторов и подвода энергии от внешних источников система безопасности и гарантирующая, в случае необходимости, надежный останов реактора.

55

Реакторы с шаровыми твэлами: конструктивная схема, схемы прохождения шарами активной зоны, их сравнение.

На основе опыта проектирования и эксплуатации небольшого опытного реактора AVR МОЩНОСТЬЮ 15 МВт(эл.), сооруженного в Юлихе (ФРГ), в 1972 г. началось строительство высокотемпературного ториевого реактора THTR-3Q0 мощностью 300 МВт(эл.)*. Предполагается, что этот реактор, так же как HTGR в США, будет работать на ²³⁵U-Th-²³³^топливе. Его конструкция, за исключением активной зоны и твэлов, проще конструкции HTGR. Активная зона реактора состоит из 675 000 шаровых твэлов диаметром 6 см каждый. Шаровые твэлы содержат делящийся и воспроизводящий материалы в виде частиц из U0₂ и Th0₂, покрытых пиролитическим графитом. Засыпка шаровых твэлов осуществляется в цилиндрическую графитовую полость диаметром 5,6 и высотой 6 м. Коническое днище полости заканчивается отверстием для разгрузки шаровых твэлов. Во время эксплуатации шаровые твэлы загружаются в активную зону непрерывно, через отверстия в верхней части графитовой полости, проходят активную зону и также непрерывно выгружаются. Шаровые твэлы проходят через активную зону реактора сверху вниз шесть или семь раз, пока выгорание не станет максимальным. Средняя энергонапряженность активной зоны составляет около 6 кВт/л. Все оборудование первого контура, включая газодувки и парогенераторы, заключено в корпусе из предварительно напряженного железобетона. Для аварийной остановки реактора в активную зону сверху вводятся 42 поглощающих стержня. Кроме того, для регулирования, а также остановки реактора имеются еще 36 регулирующих стержней, вертикально перемещающихся в боковом отражателе реактора. Давление в первом контуре равно 4 МПа. Графитовая полость, заключающая активную зону, окружена шестью парогенераторами с га-зодувками. Газовый теплоноситель проходит активную зону сверху вниз и нагревается до 750 °С. Затем через отверстия в нижнем отражателе он попадает в сборную камеру и подается по специальным каналам горячего газа к шести парогенераторам. В парогенераторах теплота передается второму пароводяному контуру, включающему блок турбогенератора. КПД энергоблока составляет 40%. Сверхвысокотемпературный газоохлаждаемый реактор (VHTR) предназначен для получения высокотемпературной теплоты с температурой  гелиевого теплоносителя 950 — 1000 °С, что дает возможность расширить область применения таких реакторов для газификации угля и термохимического разложения вода

56 СМОТРИ 27

57 Реактор ВВЭР – С: технические решения (инновационные, революционные). Реактор ТОИ

Реакторная установка В-510 является результатом эволюционного развития и совершенствования реакторных установок с водо-водяными энергетическими реакторами, технические решения которых проверены в процессе эксплуатации в составе АЭС. Проект РУ В-510 разработан с применением отработанных, надежных конструкций оборудования и узлов, хорошо себя зарекомендовавших себя в процессе эксплуатации, с введением технологических и конструкторских усовершенствований, которые направлены на выполнение технико-экономических требований, предъявляемых к типовому проекту энергоблока с ВВЭР-ТОИ.

При разработке проекта РУ использованы результаты проектирования, расчетное и экспериментальное обоснование проекта реакторной установки В-392М (АЭС-2006), а также опыт эксплуата-ции РУ с ВВЭР-1000. Проектные решения направлены на создание типового оптимизированного и информатизированного проекта энергоблока технологии ВВЭР (ВВЭР-ТОИ).

В концепцию реакторной установки заложено выполнение следующих требований:

• создание типового проекта РУ;

• создание информатизированной модели РУ;

• обеспечение тепловой мощности РУ не менее 3300 МВт на основании выбора оптимальных параметров и характеристик оборудования;

• обеспечение коэффициента технического использования, как целевого показателя, усредненного за весь срок службы РУ, не менее 93%;

• обеспечение возможности первичного и вторичного регулирования частоты сети, а также суточного регулирования мощности по графику (100-50-100)% от номинальной мощности;

• обеспечение автономности при запроектных авариях не менее 72 час;

• обеспечение срока службы РУ 60 лет;

• обеспечение учета условий по размещению и сейсмичности площадки энергоблока:

  1. климатическое исполнение оборудования УХЛ по ГОСТ 15150-69 (для оборудования категории размещения 1,2,3 по ГОСТу 15150-69, которое может быть отключено без ущерба для работы систем энергоблока - температурный диапазон наружного воздуха от -41°С до +45°С; для оборудования категории размещения 1,2,3 по ГОСТу 15150-69, которое не может быть отключено без ущерба для работы систем энергоблока - значения температур воздуха приняты по таблице 3 ГОСТ 15150-69;

  2. проектное землетрясение интенсивностью 7 баллов по шкале MSK-64;

  3. максимальное расчетное землетрясение интенсивностью 8 баллов по шкале MSK-64.

В результате оптимизационных решений проект РУ ВВЭР-ТОИ включает в себя:

• применение ГЦНА-1732 со смазкой и охлаждением двигателя водой;

• применение парогенератора с давлением пара на выходе 7 МПа и увеличенной на 1 м длин-ной корпуса (по сравнению с проектом ПГВ-1000МКП (АЭС-2006)) для обеспечения тре-буемой паропроизводительности;

• применение 18-ти месячного топливного цикла;

• применение периодичности ремонтного цикла 7,5 лет;

• сокращение РО СУЗ до 94 шт.;

• наряду с использованием корпусной стали реактора, используемой в проекте АЭС-2006, внедрение новой стали на базе 15Х2МФА (ЦНИИ КМ «Прометей»);