Добавил:
okley
Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз:
Предмет:
Файл:Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс) / 172_Моделирование физических процессов в энергетических ядерных реакторах на быстрых нейтронах
.pdf
11
Глава 1
ОБЗОР СУЩЕСТВУЮЩИХ И ПРОЕКТИРУЕМЫХ
БЫСТРЫХ РЕАКТОРОВ
Разработка и эксплуатация реакторов на быстрых нейтронах про-
должается уже более полувека. Конструктивно они оказались более
сложными, чем реакторы на тепловых нейтронах с хорошо освоен-
ным в энергетике легководным теплоносителем. Это сказалось нега-
тивно на их конкурентоспособности, особенно в условиях, когда
природный уран оставался относительно дешевым.
Однако в настоящее время ситуация сильно меняется: дешевый
уран богатых месторождений будет исчерпан, наверное, в ХXI в., а
облученного ядерного топлива, в котором содержится существенная
масса плутония, уже накоплено столько, что все серьезнее встает
вопрос, что с ним делать дальше. Проблема его надежного долговре-
менного хранения и захоронения на сотни тысяч и миллионы лет ста-
вит под сомнение саму допустимость ядерной энергетической техно-
логии для будущих поколений.
Радикальный выход из этой ситуации видится в переходе на
замкнутый топливный цикл, при использовании которого быстрые
реакторы будут востребованы и конкурентоспособны. К настоящему
времени в разработке концепции быстрых реакторов с жидкометал-
лическим охлаждением сформировалось два направления: с исполь-
зованием «легкого» натриевого и «тяжелого» свинцового (или свин-
цово-висмутового) теплоносителей. Значительное различие в
физических и химических свойствах этих теплоносителей отража-
ется в различии конструкций реакторных установок.
1.1. Особенности конструкции быстрых реакторов
с натриевым теплоносителем
Натрий — щелочной металл, характеризующийся бурной экзотер-
мической реакцией с водой. Поэтому при использовании пароводя-
ного термодинамического цикла преобразования тепловой энергии в
электрическую парогенератор, где «встречаются» активированный
натрий первого контура, несущий тепло, и рабочее тело пароводя-
ного цикла (легкая вода), является потенциально опасным элементом
в случае разгерметизации трубок. Только при очень высокой надеж-
ности парогенераторов можно допустить использование такой двух-
12
контурной схемы. Однако до сих пор ни в одной крупной энергети-
ческой установке разработчики не решились применить такой
вариант.
У двухконтурной схемы реакторов есть и еще два существенных
недостатка.
1. Радиоактивный натрий первого контура может попасть в паро-
водяную систему, и радиоактивным окажется все энергетическое
оборудование, включая турбины и весь машинный цех.
2. Пароводяная смесь под высоким давлением может попасть в
натрий первого контура, давление в котором составляет лишь
несколько атмосфер, и будет заброшена в активную зону. Это чре-
вато непредсказуемыми всплесками реактивности, мощности и раз-
рушением установки.
Поэтому все натриевые реакторы проектируются с введением
третьего — промежуточного — контура (тоже натриевого), хотя
имеются альтернативные проработки использования в нем теплоно-
сителя, химически инертного по отношению и к натрию, и к воде. В
качестве такого теплоносителя рассматриваются свинец, эвтектика
свинец-висмут или даже углекислый газ. Введение промежуточного
контура усложняет установку, снижает КПД, повышает металлоем-
кость и, в конечном счете, удорожает ее.
Важным является еще и следующий аспект, который касается
компоновки оборудования первого контура. Он связан с тем, что
невозможно абсолютно исключить выход радиоактивных продуктов
деления из тепловыделяющих элементов (твэлов) в теплоноситель,
активацию конструкционных материалов первого контура и образо-
вание радиоактивных продуктов коррозии. Поэтому сейчас предпоч-
тение отдается баковой (интегральной) компоновке первого контура.
Все оборудование первого контура заключено в единый бак, так как
давление в нем не превышает нескольких атмосфер. Этим сводится к
минимуму поверхность выхода радионуклидов в окружающую
среду.
Стоит отметить, что в первых экспериментальных и опытно-про-
мышленных быстрых реакторах применялась и петлевая компо-
новка, которая упрощала операции по замене элементов оборудова-
ния, по ремонтным и экспериментальным работам, необходимым на
стадии разработки элементов оборудования. К таким реакторам
относится советский опытно-промышленный быстрый реактор
БН-350. Следующий коммерческий реактор БН-600 (успешно рабо-
тающий в России на Белоярской АЭС с 1980 г.), а также реактор
«Суперфеникс» (Франция) являются практическим воплощением
баковой компоновки оборудования первого контура.
13
Тем не менее, нужно учитывать, что изготовление и сооружение
первого контура быстрого натриевого реактора является непростым
делом. Такой бак с оборудованием можно сооружать только на
месте, где строится АЭС. Ведь его высота и диаметр превышают
10 м, а масса вместе с массой внутрикорпусного оборудования и
натрия составляет несколько тысяч тонн.
1.2. Особенности конструкции быстрых реакторов
с тяжелым свинцовым (свинцово-висмутовым)
теплоносителем
Применение тяжелого свинцового (или свинцово-висмутового)
теплоносителя позволяет исключить бурную экзотермическую реак-
цию, которая происходит при контакте натрия с водой. Это откры-
вает принципиальную возможность перехода на двухконтурную
схему передачи и преобразования тепла, полученного в реакторе, в
электричество. В настоящее время проводится разработка таких
реакторов в рамках Международного форума GENERATION-IV
(«Поколение-IV»), в том числе и в двухконтурном варианте.
Однако до сих пор остаются не до конца проработанными воп-
росы о возможности попадания воды из пароводяного контура
(высокое давление) в первый контур (низкое давление) и далее в
активную зону, а также о проникновении радионуклидов из первого
в пароводяной контур, в турбинный цех со всеми неприятными
последствиями. Эти опасности связаны в первую очередь с высокой
коррозионной активностью тяжелых теплоносителей.
В результате вот уже более чем полувековой исследовательской
работы достигнуты большие успехи в подавлении коррозионных
процессов, в подборе конструкционных материалов, стойких к кор-
розионному воздействию тяжелых теплоносителей. Однако даже при
этих успехах в крупных энергетических установках будет накапли-
ваться ежегодно до 100 кг продуктов коррозии. При этом необхо-
димо будет поддерживать специальный состав теплоносителя с
микродобавками, обеспечивающий подавление коррозионных про-
цессов.
В рамках конструкторских работ рассматриваются как баковая,
так и петлевая компоновки оборудования. Прорабатывается и проме-
жуточный вариант компоновки, когда теплообменники и насосы пер-
вого контура располагаются в отдельных «аппендиксах», близко рас-
положенных к корпусу реактора и соединенных с ним короткими
патрубками. Такая компоновка рассматривается применительно к
проекту реактора БРЕСТ.
14
Общие виды быстрых реакторов с натриевым (уже выведенного
из эксплуатации БН-350, находящегося в эксплуатации БН-600, стро-
ящегося БН-800 и проектируемого БН-1200) и со свинцовым (проек-
тируемого БРЕСТ-300) теплоносителями приведены на рис. 1.1—1.5,
а некоторые эксплуатационные параметры этих реакторов представ-
лены в табл. 1.1.
Таблица 1.1
Основные параметры быстрых реакторов-прототипов
Показатель БН-350 БН-600 БРЕСТ-300
Топливо UO
2
(U, Pu)O
2
(U, Pu)N
Теплоноситель Na Na Pb
Тепловая мощность, МВт 1000 1470 700
Высота активной зоны, см 106 75 110
Диаметр активной зоны, см 158 206 230
Среднее энерговыделение, кВт/л 430 550 150
Коэффициент воспроизводства 1,0 1,3 1,0
Диаметр топливной таблетки, мм 5,2 5,9 7,7/8,2/9,0
Толщина подслоя, мм 0,1 0,1 0,2
Толщина оболочки, мм 0,35 0,40 0,50
Диаметр твэла, мм 6,1 6,9 9,1/9,6/10,4
Шаг решетки твэлов, мм 7,0 8,0 13,6
Высота газовой полости, см 2 80 90
Сечение и размер «под ключ» чехла
ТВС, мм
Гекса-
гональное;
96,0
Гекса-
гональное;
96,0
Квадратное;
238,5
Толщина чехла ТВС, мм 2 2 —
Расстояние между ТВС, мм 1,0 1,0 3,6
Температура теплоносителя, °С:
на входе 300 380 420
на выходе 500 550 540
Максимальная температура топлива,
°С
1800 2500 1080
Максимальная температура обо-
лочки, °С
680 710 650
Интервал между перегрузками, сут 60 150 365
15
8
9
10
7
6
5
4
3
2
1
11
12
13
14
Рис. 1.1. Схема реактора БН-350:
1 — трубопровод подвода натрия; 2 — корпус реактора; 3 — трубопровод отвода
горячего натрия; 4 — центральная колонна; 5 — поворотные пробки; 6 — верхняя
неподвижная защита; 7 — защитный колпак; 8 — механизм подачи тепловыделяю-
щей сборки (ТВС); 9 — передаточный бокс; 10 — элеватор; 11 — механизм пере-
грузки ТВС; 12 — активная зона; 13 — напорный коллектор; 14 — боковая защита
16
Рис. 1.2. Схема реактора БН-600:
1 — поворотная пробка; 2 — верхняя неподвижная защита; 3 — теплообменник; 4 —
центральная колонна с механизмами системы управления и защиты (СУЗ); 5 — меха-
низм перегрузки; 6 — опорный пояс корпуса реактора; 7 — корпус реактора; 8 —
главный циркуляционный насос (ГЦН); 9 — электродвигатель
1
2
3
4
5
6
7
8
9
17
Рис. 1.3. Схема реактора БН-800:
1 — защитный колпак; 2 — центральная поворотная колонна; 3 — большая поворот-
ная пробка; 4 — плита верхней неподвижной защиты; 5 — ГЦН; 6 — механизм пере-
грузки; 7 — малая поворотная пробка; 8 — промежуточный теплообменник;
9 — основной корпус; 10 — страховочный корпус; 11 — активная зона реактора;
12 — напорная камера активной зоны; 13 — ловушка—фрагмент активной зоны;
14 — полость реактора
1
2
6
7
8
9
10
11
12
13
14
3
4
5
18
Рис. 1.4. Схема реактора БН-1200:
1 — автономный теплообменник системы аварийного отвода тепла (АТО САОТ);
2 — ГЦН; 3 — поворотные пробки; 4 — колонна СУЗ; 5 — напорный трубопровод;
6 — опорный пояс; 7 — поддон; 8 — механизм перегрузки; 9 — промежуточный
теплообменник (ПТО); 10 — страховочный корпус; 11 — корпус реактора; 12 —
активная зона; 13 — напорная камера
7
11
12
13
8
6
5
4
3
2
1
9
10
19
13
12
11
9
8
7
+12,8
+9,8
+7,65
+9,2
+12,0
+7,2
+1,0
–5.3
–8,4
+16,0
+5,6
6
5
4
1
2
3
10
Рис. 1.5. Схема реактора
БРЕСТ-300:
1 — активная зона; 2 — блок
корпусов; 3 — шахта реактора;
4 — трубопровод коллектора;
5 — корзина активной зоны;
6 — система расхолаживания;
7 — измерительная колонна;
8 — внутриреакторная перегру-
зочная машина; 9 — парогене-
ратор; 10 — верхнее перекры-
тие; 11 — главный
циркуляционный насос; 12 —
блок парогенератора; 13 —
фильтр
20
1.3. Тепловыделяющие элементы и тепловыделяющие
сборки быстрых реакторов
Быстрые реакторы существенно отличаются от реакторов на теп-
ловых нейтронах конструкцией активной зоны. Эти отличия обус-
ловлены более жестким спектром нейтронов, более высокими значе-
ниями плотности потока нейтронов, удельного тепловыделения и
температуры теплоносителя.
Основным конструктивным элементом активной зоны быстрого
реактора является тепловыделяющая сборка, содержащая достаточно
большое число тепловыделяющих элементов. В них и осуществля-
ется цепная реакция деления, сопровождающаяся интенсивным
выделением тепловой энергии. Эта энергия затем уносится теплоно-
сителем, омывающим пучок твэлов, для последующего преобразова-
ния в электрическую энергию в турбогенераторах.
Обычно используются цилиндрические твэлы, набранные из
большого числа топливных таблеток, заключенных в трубчатую обо-
лочку из нержавеющей стали. Оболочка должна обеспечивать меха-
ническую прочность и целостность твэла в процессе работы реактора
на мощности и предотвращать прямой контакт топлива с теплоноси-
телем с тем, чтобы радиоактивные продукты деления (ПД) не попа-
дали в первый контур теплоотвода. Полный набор топливных табле-
ток образует топливный сердечник, в центральной по высоте части
которого содержится смесь делящегося и воспроизводящего матери-
алов (активная зона). В торцах топливного сердечника (снизу и
сверху) может размещаться воспроизводящий материал, например
соединения природного или обедненного урана. Это торцевые зоны
воспроизводства. Кроме того, внутри твэла имеется газовая полость
для сбора газообразных ПД, обычно располагающаяся в той части
твэла, где температура оболочки мала, т.е. со стороны входа холод-
ного теплоносителя в реактор. Длина газовой полости обычно выби-
рается сопоставимой с высотой активной зоны. Диаметр топливных
таблеток принимается чуть меньше внутреннего диаметра трубчатой
оболочки для образования зазора между топливом и оболочкой,
который обычно заполняется либо инертным газом, например
гелием, либо жидким металлом, например свинцом. Этот контакт-
ный слой позволяет длительное время избегать прямого контакта
оболочки с топливом, распухающим под действием ПД, накапливаю-
щихся в нем при работе реактора на мощности.
Твэлы располагаются в узлах правильной треугольной или квад-
ратной сетки, а их перемещения в направлениях, перпендикулярных
оси, ограничиваются либо навитой на оболочку проволокой (при
небольших расстояниях между соседними твэлами), либо специаль-
Соседние файлы в папке Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс)