Добавил:
okley
Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз:
Предмет:
Файл:Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс) / 83_Сборник статей по проекту ВВЭР СКД
.pdf
• включение пускового насоса для создания принудительной циркуляции
теплоносителя через активную зону;
• вывод из активной зоны поглощающих стержней аварийной защиты;
• управляющие группы СУЗ подымаются на минимально допустимый уровень;
• организация водообмена для уменьшения концентрации борной кислоты;
• выход реактора в критическое состояние;
• повышение мощности активной зоны, что ведет к увеличению средней температуры
теплоносителя и твэлов;
• периодическое дренирование избытка теплоносителя из реактора для снижения
уровня в КО, подача газа в верхнюю часть КО для поддержания давления на
достигнутом уровне;
• полный вывод борной кислоты из реактора;
• повышение расхода через активную зону;
• повышение мощности реактора за счет вывода управляющей группы СУЗ;
• переход на контур циркуляции: реактор – паропровод – БРУ-К – конденсатор –
питательный тракт – реактор;
• дальнейшее повышение мощности и параметров теплоносителя;
• подключение турбины;
• выход на 100 % мощности.
Изменение основных параметров РУ при пуске
В мире имеется два основных подхода к алгоритму изменения давления при пуске
тепловых станций, работающих на воде сверхкритических параметров:
• пуск при постоянном давлении в реакторе;
• пуск с изменяющимся (скользящим) давлением в реакторе.
В США распространение получил первый подход, а в Европе и Японии - второй
подход. В России сейчас проводятся работы по внедрению технологии пусков со
скользящим давлением [9].
Для аналогичной установки SCWR, разрабатываемой в США, предполагается
сочетать указанные два подхода, и пуск будет проводиться со ступенчатым изменением
давления по мере освоения мощности.
1-3 %
N
N
ном
Время
p
p
ном
С
бора
,
г/кг
~ 16
давление
p
N
мощность
концентрация
С
бора
Рис. 10. Изменение основных параметров РУ при пуске
Для проектов реакторов ВВЭР СКД по мере повышения мощности активной зоны и
увеличения температуры теплоносителя происходит расширение воды и вытеснение ее
107
в КО. Это приводит к сжатию газовой подушки и к росту давления. При повышении
уровня воды в КО до определенной уставки прекращается подача чистого конденсата в
первый контур. В результате избыточный объем теплоносителя выводится через
систему дренажей и организованных протечек. Для поддержания достигнутого
давления в реакторе по мере дренирования теплоносителя происходит подача газа в
верхнюю часть КО.
Изменение основных параметров РУ при пуске приведено на рис.10.
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
В данном докладе представлено общее описание основных систем безопасности и
систем НЭ проекта ВВЭР СКД. Для проектирования данных систем необходимо
уточнить параметры РУ, модернизировать существующие программы контурной
теплогидравлики, например таких, как КОРСАР, для расчета течения теплоносителя
сверхкритических параметров, и провести соответствующие теплогидравлические
расчеты, расчеты прочности, расчеты радиационных последствий и др.
Список литературы
1. Кириллов П.Л. Сверхкритические параметры − будущее реакторов с водным
теплоносителем и АЭС. Обзор // Атомная техника за рубежом. 2001. № 6. С.3-8.
2. Ядерные реакторы на воде сверхкритического давления / Ю.Д. Баранаев,
П.Л. Кириллов, В.М. Поплавский, В.Н. Шарапов // Атомная энергия. 2004. Т.94.
Вып.5. С.374-380.
3. Долгов В.В. Энергоблоки на основе ВВЭР с закритическими параметрами
теплоносителя // Атомная энергия. 2002. Т.92. В.4. С.277-280.
4. Глебов А.П., Клушин А.В. Реактор с быстро-резонансным спектром нейтронов,
охлаждаемый водой сверхкритического давления при двухходовой схеме движения
теплоносителя // Атомная энергия. 2006. Т.100. В.5. С.349-355.
5. Водоохлаждаемые реакторы со сверхкритическим параметрами –перспективные
реакторы 4-го поколения / Ю.Г. Драгунов и др. // Научная сессия МИФИ-2007. Сб.
научн. трудов. Москва. 2007. Т.8. С.34-35.
6. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций. ОПБ-88/97. НП-001-
97 (ПНАЭ Г-01-011-97). Москва. 1997.
7. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций. ПБЯ РУ
АЭС-89, ПНАЭ Г-1-024-90. Москва. 1990.
8. Тепловые и атомные электрические станции: Справочник / Под общ. ред.
В.А.Григорьева и В.М.Зорина. М.: Энергоиздат. 1982.
9. Внедрение технологии пусков на скользящем давлении во всем тракте и
усовершенствованных пусковых сепараторов на котлах сверхкритического давления
/ А.Л. Шварц, В.И. Гомболевский, А.А. Чугреев, А.В. Скуратов // Электрические
станции. 2006. №7. С.9-15.
108
КОНЦЕПЦИЯ АКТИВНЫХ ЗОН ВВЭР СКД:
УСЛОВИЯ ЭКСПЛУАТАЦИИ ТВЭЛОВ И КАНДИДАТНЫЕ МАТЕРИАЛЫ
И.Н. Васильченко, В.В. Вьялицын, С.Н. Кобелев, А.В. Лапин, В.М. Махин,
С.В. Семиглазов
ФГУП ОКБ "ГИДРОПРЕСС", Подольск
ВВЕДЕНИЕ
Эволюционный путь развития ядерной энергетики заключается в создании реакто-
ров ВВЭР-1500 и ВВЭР-1200. Согласно федеральной программе "Развитие атомного
энергопромышленного комплекса России на 2007-2010 годы и на перспективу до
2015 года" будут вводиться в эксплуатацию установки ВВЭР-1000, 1500 и 1200.
Наряду с указанным эволюционным путем развития ВВЭР развивается новое науч-
но-техническое направление – разработка корпусных водоохлаждаемых реакторов со
сверхкритическим давлением (ВВЭР СКД). Оно основывается на конструкторских раз-
работках, технологии и опыте эксплуатации ВВЭР и БАЭС (блоки № 1 и 2 с ядерным
перегревом пара), а также на опыте создания и эксплуатации промышленных энергоус-
тановок СКД с органическим топливом. Повышение давления до 25 МПа и температу-
ры теплоносителя на выходе из реактора до 540°С позволяют повысить КПД установок
(до 45 %) и снизить экологическое воздействие путем уменьшения потерь тепла в тер-
модинамическом цикле от 67 (ВВЭР-1000) до 55 % (ВВЭР СКД). Прогнозируемое ме-
сто реакторов данного типа в ядерной энергетике 21 века, основные характеристики
установок и состояние дел с разработкой рассмотрены в докладе на настоящей конфе-
ренции [1].
В данном докладе с учетом специфики конференции рассматриваются следующие
вопросы:
− основные характеристики и условия эксплуатации твэлов в т.ч. водно-химический
режим теплоносителя;
− кандидатные материалы для элементов активной зоны и конструкции твэлов и
ТВС;
− предложения по испытаниям для обоснования принимаемых решений.
1. ОСНОВНЫЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ УСТАНОВОК И УСЛОВИЯ
ЭКСПЛУАТАЦИИ ТВЭЛОВ ВВЭР СКД
В настоящее время специалистами ФГУП ОКБ "Гидропресс", РНЦ "Курчатовский
институт", ФГУП ГНЦ РФ-ФЭИ и НПО "ЛУЧ" разработана концепция активных зон
ВВЭР СКД, прорабатывается конструкция корпуса, внутрикорпусных устройств (ВКУ),
схема установки и ее системы.
Приоритетное направление – разработка одноконтурной реакторной установки с
реактором корпусного типа [1]. Разрабатываются варианты зон с быстрорезонансным
спектром (ФЭИ и ОКБ "Гидропресс") и с тепловым спектром (РНЦ "Курчатовский ин-
ститут" и ОКБ "Гидропресс").
Основные параметры реакторов: температура теплоносителя на входе 290°С, на
выходе – 540°С; давление – 24,5 и 24 МПа, соответственно. Удельное объемное энерго-
выделение 100-150 кВт/л. Тепловая мощность установок: 2800-3000 МВт (реактор с те-
пловым спектром нейтронов) и 3700 МВт (с быстрорезонансным спектром нейтронов).
Установки относятся к 4-му поколению реакторов, поэтому к их характеристикам
предъявляются повышенные требования по безопасности (требование по самозащи-
109
щенности) и экономичности (в т.ч. капитальные затраты не более 1000 $ за 1 кВт элек-
трической энергии).
Важным элементом, определяющим характеристики и безопасность реактора, явля-
ется твэл. В одноконтурных установках ВВЭР СКД теплоноситель из реактора подает-
ся на турбину, и надежность твэлов влияет на радиационную обстановку в машзале.
Работоспособность твэла определяется как конструкцией, так и выбором материалов.
Для выполнения требований по надежности и безопасности, а также для улучшения
экономических характеристик принято следующее положение – на начальном этапе
максимально использовать опыт эксплуатации общепромышленных котло-турбинных
установок СКД, реакторов ВВЭР, а также опыт разработки и эксплуатации твэлов ЯЭУ
и ЯЭУ с ядерным перегревом пара (БАЭС, блоки № 1 и № 2). Одним из таких предло-
жений является использование корпусов ВВЭР-1000 или ВВЭР-1500 с доработками под
режимы ВВЭР СКД. Конструкторскими решениями будет обеспечена температура
корпуса 290°С и не превышение допустимого предела по повреждающей дозе. Поэтому
возможно применение корпуса ВВЭР. Такой же подход – использование имеющегося
опыта – применен и для выбора кандидатных материалов для активной зоны.
Предлагаемые характеристики твэла
Рассматриваются твэлы с оболочками 6,9×0,6; 9,1×0,7 и 10,7×0,6 мм. Высота ак-
тивной части твэла до 4,3 м.
Материал топливной композиции – диоксид урана; МОХ-топливо, керметное топ-
ливо. Выгорание диоксида урана – до 60 МВт сут/кг U.
Нейтронно-физические условия эксплуатации твэлов
В настоящее время выполнены расчетные исследования быстрорезонансного реак-
тора и имеются сведения по зарубежным аналогам [2].
Размер оболочки твэла – 10,7×0,55 мм.
Максимальная нагрузка – 280 Вт/см.
Максимальная повреждающая доза (накопленная в центре реактора в течение 4 лет и
½ года на периферии а.з.) – 40 сна (смещение на атом). При этом выгорание топлива –
38,5 МВт сут/кг т.а.
Максимальный флюенс нейтронов в указанных выше условиях (в н/см
2
) –
2,2⋅10
22
(Е > 1 МэВ); 4,0⋅10
22
(Е > 0,5 МэВ) и 8,2⋅10
22
(Е > 0,1 МэВ).
Эти условия являются более «жесткими», чем для твэлов теплового реактора ВВЭР
СКД. Согласно данным зарубежных исследователей для условий теплового реактора
максимальная повреждающая доза не превышает 15 сна. Для обоснования выбора ма-
териалов принято большее значение – 30 сна [3]. Таким образом, значение повреждаю-
щей дозы, равное 40 сна, может быть использовано для обоснования радиационной
стойкости материала оболочки.
Температурные условия эксплуатации твэлов
Предельная температура оболочки (Т
об
) для нормальных условий эксплуатации
оценена 633°С (без учета отклонений параметров), с учетом отклонений – 686°С. Тем-
пература топлива – до 1500°С [2]. Предельная температура оболочки твэла в европей-
ском проекте корпусного реактора с теплоносителем СКД не превышает 570°С [4], в
ряде работ [5] Т
об
= 620°С. В условиях проектных аварий согласно расчету температура
увеличивается до 840°С и поддерживается на этом уровне в течение короткого интер-
вала времени – до 30 с. Прорабатываются решения по снижению температуры оболоч-
ки в номинальном режиме (в частности, это позволяет применение двухзаходной схемы
циркуляции теплоносителя [1]).
110
2. КАНДИДАТНЫЕ МАТЕРИАЛЫ ДЛЯ ОБОЛОЧЕК ТВЭЛОВ
В качестве материалов для оболочек твэлов, дистанционирующих элементов и
ВКУ рассматриваются ферритно-мартенситные стали и малораспухающиеся нержа-
веющие стали аустенитного класса, а также высоконикелевые стали.
Следует отметить, что нормативными документами целый ряд материалов раз-
решен для использования с максимальной допускаемой температурой применения
600°С (таблица П9.1 ПН АЭ Г-7-008-89):
− коррозионно-стойкие аустенитные стали 10Х18Н9-ВД, 10Х18Н9-Ш, 06Х18Н10Т и
08Х18Н10Т, 08Х18Н10ТШ, 08Х18Н12Т, 12Х18Н10Т, 12Х18Н9Т, 12Х18Н12Т,
12Х18Н9ТЛ, 10Х11Н20ТЗР, 31Х19Н9МВБТ, 03Х16Н9Н2-ВД, 03Х16Н9Н2-Ш,
08Х16Н11М3, 10Х17Н13М2Т и 03Х17Н14М3;
− железоникелевые сплавы ХН35ВТ, ХН35ВТ-ВД, Х20Н46Б.
С учетом принятых параметров для установки ВВЭР СКД (температура теплоноси-
теля до 540°С) эти материалы могут рассматриваться для изготовления трубопроводов
и оборудования. Вместе с тем, применительно к созданию твэлов необходимы специ-
альные разработки.
Обобщенные оценки по применимости материалов для оболочек следующие (ис-
пользованы материалы в основном из работ [6, 7]):
1. Аустенитные стали обладают хорошей пластичностью и технологичностью. Одна-
ко в сравнении с хромистыми безникелевыми сталями имеют высокий коэффици-
ент линейного расширения (в 1,6 раза выше) и низкую теплопроводность (в 1,5 раза
ниже). Очевидно, что эти свойства приводят к большим термическим напряжениям
при равном удельном тепловом потоке и одинаковых размерах оболочки. Кроме
того, при наличии газового зазора между топливом и оболочкой высокий коэффи-
циент линейного расширения обусловливает большее термическое сопротивление
зазора и соответственно температуру топливного сердечника.
2. Ферритные хромистые безникелевые стали менее пластичны, чем аустенитные. Ус-
тупают аустенитным сталям по прочности при температуре свыше 600°С. Эти ста-
ли менее подвержены наведенной радиоактивности. Авторы работ [6, 7] предлага-
ют рассматривать сталь 11Х11В2МФ (ЭИ756), как обладающую более приемле-
мыми прочностными свойствами при высокой температуре. Сталь технологична
при сварке, гибке и штамповке.
Имеется длительный положительный опыт применения стали для изготовления па-
роперегревателя котла при параметрах: Р = 25,5 МПа и t = 565°С. Исследования
проведены после 7000, 17000 и 24541 часов эксплуатации. Изменения механиче-
ских свойств не превышают 10%, т.е. не значительны [6, 7].
3. В одноконтурной установке радиационная безопасность определяется не только
герметичностью твэлов, но и наличие примесей в теплоносителе. Примеси – основа
отложений в турбине, и они будут определять радиационную обстановку в машза-
ле.
Из примесей на радиационную обстановку влияют продукты коррозии. Коррозион-
ные потери у аустенитных сталей типа 08Х18Н10Т ниже, чем у хромистых безни-
келевых сталей (испытания при температуре 300-700°С в течение 100 тысяч часов).
При температуре 550, 600, 650 и 700°С коррозионные потери стали 12Х18Н10Т за
указанный период составляют 0,02; 0,04; 0,080 и 0,160 мм. Этот показатель для
12Х11В2МФ (ЭИ756) в 2-3 раза выше[6-8]. Применительно к одноконтурной уста-
новке ВВЭР СКД крайне важно снижение примесей в т.ч. продуктов коррозии в те-
плоносителе. Поэтому аустенитные стали обладают преимуществом.
4. Вместе с тем, существует опасность при использовании аустенитных сталей корро-
зионного растрескивания под напряжением[6-8]. Ферритные хромистые безникеле-
111
вые стали менее склонны к коррозионному растрескиванию. Основной подход для
исключения этого явления – выбор водно-химического режима (ВХР).
5. В реакторе с тепловым спектром нейтронов применение сталей приводит к пара-
зитному поглощению нейтронов. Сечения поглощения тепловых нейтронов сле-
дующие: Fe – 2,53 барн; Ni – 4,6 барн; Cr – 2,9 барн; Zr – 0,18 барн. Стали аусте-
нитного класса, безусловно, менее выгодны, чем циркониевые сплавы, но имеют
преимущество перед высоко никелевыми сплавами. В быстрорезонансном спектре
сечения у Fe и Ni малы и близки между собой.
Таким образом, выбор материала из двух рассмотренных классов должен основы-
ваться исходя из целевого назначения (оболочки твэлов, чехлы ТВС, дистанционирую-
щие решетки, ВКУ и др. элементы). Целесообразны специальные реакторные экспери-
менты для обоснования работоспособности изделий.
Опыт применения материалов для промышленных котлотурбинных устано-
вок СКД [6, 7]
В работе [6] на основе опыта применения материалов в котлотурбинных уста-
новках предложены рекомендация по материалам для реакторов со сверхкритиче-
скими параметрами теплоносителя.
Из рекомендаций в данном разделе рассматриваются только материалы, исполь-
зуемые при температуре, близкой к 600°С.
Сталь 11Х11В2МФ (ЭИ756) ферритно-мартенситного класса характеризуется
предельной температурой 580-620°С. Недопустим даже кратковременный перегрев
выше 620°С, т.к. сталь необратимо теряет свои прочностные свойства. Следовательно,
ее применение существенно ограничено.
Сталь 12Х18Н12Т аустенитного класса характеризуется предельной температурой
630°С. Вводится ограничение на размер зерна (размер зерна 3-7 баллов необходим для
гарантированной высокой жаропрочности). Сталь нечувствительна к кратковременным
перегревам. Обладает высокой коррозионной стойкостью. Именно дополнительным
легированием подобных сталей были получены высокотемпературные оболочечные
материалы для реакторов различного назначения.
Разработаны аустенитные хромомарганцевоникелевые стали с лучшей коррозион-
ной стойкостью (в 1,5-2,0 раза превосходят 12Х18Н12Т). Предполагается, что предель-
ная температура их применения 640-650°С [7].
Опыт применения [6, 7]
Сталь 12Х18Н12Т. Разрушения труб котлов высокого и сверхкритического давле-
ния и пароперегревателей острого пара и промежуточного перегрева происходили из-за
мелкого зерна (75 %); из-за дефектов прокатки труб (12,5 %) и в 12,5 % – из-за межкри-
сталлитной коррозии [7].
Коррозионная стойкость стали 12Х18Н12Т в 5-10 раз выше, чем у стали 12Х1МФ и
в 3-5 раз выше, чем у стали 11Х11В2МФ (ЭИ756).
Особенности коррозии в среде сверхкритических параметров [6-8]
Установлена особенность коррозии сталей в среде сверхкритических параметров. В
сравнительных испытаниях при температуре 380-520°С при снижении давления среды
с 28 МПа до 16 МПа происходит увеличение коррозионных потерь в 1,5 раза.
Некоторые особенности имеет так называемая подшламовая коррозия – коррозия
под слоем отложений. Часто она является язвенной. Внутренний плотный слой отложе-
ний состоит из магнетита. Рыхлый наружный слой состоит из оксидов железа с при-
месными соединениями ("букет" солей [8]). При рН менее 7 скорость коррозии опреде-
ляется скоростью восстановления ионов водорода. Ионы водорода из-за диссоциации
воды или из-за кислотного характера примесей восстанавливаются до водорода (на ка-
тодных участках и растворяются в металле). Происходит интенсивная коррозия и на-
112
сыщение металла водородом. При рН более 7 образование ионов водорода подавлено
(выделившийся водород "уходит" в поток). Следовательно, проявляется только корро-
зионное поражение, и отсутствует водородное охрупчивание. Таким образом, поддер-
жанием рН в пределах норм обеспечивается минимальность деградации свойств мате-
риала.
Относительно радиационной стойкости указанных сталей можно отметить, что по-
вреждающая не велика (до 15 сна в тепловом реакторе и до 40 сна в быстрорезонанс-
ном). Накоплен значительный опыт применения сталей в качестве оболочечных мате-
риалов в БН-реакторах [9-11]. Аустенитная сталь ЭИ-847 успешно применялась для из-
готовления твэлов БАЭС. Керметный твэл с оболочкой из ЭИ-847 позволил получить
температуру теплоносителя 540°С [12,10]. По уровню температур (до 720°С) приме-
няемые оболочечные материалы для БН реакторов – стали аустенитного класса подхо-
дят для их использования в условиях СКД. Вместе с тем, наибольшую опасность пред-
ставляет совокупное воздействие механических напряжений, среды и реакторного из-
лучения. Этот вопрос не изучен, и целесообразны специальные реакторные испытания.
На настоящий момент для разработок твэла в качестве оболочечных материалов
выбраны стали аустенитного класса ЧС-68 и ЭП-172 для твэлов теплового реактора,
для быстрорезонансного реактора наряду с указанными рассматриваются и никелевые
сплавы.
Необходимо отметить обширную программу реакторных и стендовых исследова-
ний за рубежом, результаты которой могут привести к корректировке принятых реше-
ний [13].
За рубежом на реакторе LVR-15 (Rez, Чехия) создается специальная петлевая уста-
новка для испытаний в обоснование проекта СКД [4]. Целесообразны подобные иссле-
дования в нашей стране или кооперация с EURATOM. В конечном счете, петлевые ис-
пытания и возможно успешные испытания прототипного реактора СКД малой мощно-
стью определят практическое внедрение разработок [1].
3. НОРМЫ ВОДНО-ХИМИЧЕСКОГО РЕЖИМА (ВХР) ДЛЯ УСТАНОВОК
СКД
В таблице приведены данные по ВХР для котлов СКД [14, 15]. Эти данные с неко-
торым ужесточением отдельных контролируемых показателей рекомендуется исполь-
зовать в проекте. Вопросы химической отмывки рассмотрены в работе [16].
Таблица
Нормы качества питательной воды
Нормируемый показатель Величина
Соединения натрия (в пересчете на Na), мкг/кг Менее 5
Кремниевая кислота (в пересчете на окисел), мкг/кг Менее 15
Общая жесткость, мкг-экв/кг 0,2
Соединения железа (в пересчете на Fe), мкг/кг 10
Соединения меди (в пересчете на Cu), мкг/кг 5
Кислород перед деаэратором, мкг/кг 30
Кислород после деаэратора, мкг/кг 10
Показатель рН (при 25°С)
9,0-9,2
Удельная электропроводимость Н-катионированной пробы (при
25°С), мкСм/см
Менее 0,3
Содержание свободного гидразина, мкг/кг 20-60
Масла и тяжелые нефтепродукты (до конденсатоочистки), мг/кг Менее 0,1
113
4. КОНСТРУКЦИИ ТВС
Наиболее сложными по конструкции являются ТВС для реактора с тепловым спек-
тром. Для теплового реактора применяются ТВС с "водяными" элементами, основная
задача которых замедление нейтронов. На рис. 1 и 2 приведены конструкции ТВС, ис-
пользуемые в зарубежных проектах. В качестве замедлителя рассматривается и приме-
нение гидрида циркония – твердый замедлитель [17]. По своим физическим свойствам
вода не уступает гидриду циркония, но обладает важным преимуществом. В авариях с
потерей теплоносителя в результате снижения плотности воды в
"водяных" элементах
вводится отрицательная реактивность. Таким образом, обеспечивается самозащищен-
ность реактора. Вариант с
"водяными" элементами рассматриваются как перспектив-
ный и в разработках ТВС для теплового ВВЭР СКД.
Отметим и следующие технические решения в зарубежных проектах [3-5]:
− уменьшение размера поперечного сечения ТВС (в европейском проекте применя-
ются два ряда твэлов с центральным "водяным" элементом квадратного сечения), в
этом случае для замедления применяется и прослойка воды между ТВС;
− расположение органов СУЗ между ТВС.
Вероятной причиной принятия таких решений является опасение формоизменений
ТВС из-за значительного градиента температуры (до 250°С по высоте) и ее неравно-
мерности по сечению ТВС.
На рис. 3 приведен разрабатываемый вариант конструкции ТВС для теплового ре-
актора. Это бесчехловая ТВС, что позволяет снизить поглощение нейтронов сталью.
Рассматриваются два варианта "водяных" элементов большого (показана на рис. 2) и
малого размера. Нетрудно видеть, что данный вариант – эволюционное развитие ТВС
ВВЭР-1000.
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
Перспективным направлением по созданию реакторов 4-го поколения является
разработка ВВЭР СКД. Это направление основывается на опыте эксплуатации реакто-
ров ВВЭР, БАЭС (1 и 2 блок) и промышленных котло-турбинных установок СКД.
Работоспособность твэлов реакторов ВВЭР СКД определяет экономические харак-
теристики установок и их безопасность. Определены основные характеристики твэлов
для ВВЭР СКД (размеры, материалы). Для проектирования выбраны параметры тепло-
носителя, обеспечивающие применение освоенных промышленностью турбин: темпе-
ратура на выходе из активной зоны – 500-540°С; давление – 24,5-25 МПа. Температура
на входе – 290°С (определяется температурой корпуса реактора). По оценкам макси-
мальная температура оболочек твэлов равна 570-680°С. Максимальная повреждающая
доза – до 40 сна.
Рассмотрены перспективные материалы для оболочек твэлов. Для проектных работ
выбраны аустенитные стали (тепловой реактор) и высоконикелевые сплавы (быстроре-
зонансный реактор).
Оболочки твэлов СКД будут эксплуатироваться под воздействием термонапряже-
ний, в среде СКД и реакторного излучения. Каждый из этих факторов изучен. Вместе с
тем, эффект совокупного воздействия должен быть исследован в специальных реактор-
ных экспериментах. За рубежом разработаны программы испытаний кандидатных ма-
териалов и создаются установки в т.ч. реакторные для проведения испытаний.
Реакторный эксперимент должен подтвердить безопасность выбора одноконтурной
установки и работоспособность твэлов.
114
Рис. 1. ТВС HPLWR (FRAMATOM) [3]
115
а) активная зона б)твэл
Рис. 2. Активная зона и ТВС установки INEEL [18]
– твэл 9,1×0,7 (234 шт.); – "водяной элемент" 9,1×0,7 (18 шт.);
– "водяной" элемент "под ключ" 27,4×0,7 (31 шт.)
Рис. 3. Сечение ТВС ВВЭР СКД с тепловым спектром (один из вариантов)
ТВЭЛ
″
Водяной″ элемент
ТВС
Ко
р
п
у
с
ПЭЛ (х16)
Инстр. твэл
Опускной уча-
сток
Шахта
116
Соседние файлы в папке Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс)