Добавил:
okley
Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз:
Предмет:
Файл:Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс) / 177_Атомные электростанции с реакторами типа ВВЭР_PWR
.pdf
Приложение 2. Перспективные реакторы поколения IV. Направления развития
470
2.5.1.
ASTRID
Усовершенствованный натриевый технологический реактор для про-
мышленной демонстрации ASTRID (Advanced Sodium Technological Reactor
for Industrial Demonstration) представляет собой проект реактора на быстрых
нейтронах с натриевым охлаждением мощностью 600 МВт (рис. П2.23),
предложенный Комиссариатом атомной энергетики (CEA).
В проекте участвовали европейские и японские компании, в их число
входили Electricité de France, Areva, Alstom Power Systems, Comex Nucléaire,
Jacobs France, Toshiba и Bouygues Construction. Программа ASTRID была ос-
нована на 45-летнем опыте эксплуатации французских быстрых реакторов
Rapsodie, Phénix и Superphénix (закрыты в 1983, 2009 и 1998 годах соответ-
ственно).
.2.23. Общий вид конструкции реактора ASTRID
Реактор ASTRID проектировался как реактор бассейнового типа с кони-
ческим внутренним корпусом со встроенной ловушкой расплава активной
зоны. Три насоса первого контура предназначены для циркуляции натрия
из холодной камеры в диафрагму, чтобы обеспечить поток натрия в актив-
ную зону.
Четыре промежуточных теплообменника eXchanger (IHX) используются
для передачи тепла, возникающего в результате деления ядерного топлива,
П2.5. Реактор набыстрых нейтронах снатриевым теплоносителемSFR
471
от первого контура натрия к второму контуру натрия, который, в свою оче-
редь, связан с четырьмя газотурбинными контурами. Что касается системы
отвода тепла, предназначенной для отвода тепловой энергии в случае по-
тери нормальных источников питания (IHX и вторичный контур), то были
спроектированы четыре диверсифицированных внутрикорпусных контура
отвода тепла (два пассивных и два активных) и один контур в бассейне ре-
актора (рис. П2.24).
.2.24. Компоновка теплообменников eXchanger (IHX) второго контура реактора
ASTRID
Второй контур с натрием передает тепловую энергию от первого кон-
тура к системе преобразования энергии (планировалось реализовать цикл
Брайтона).
Предполагалось, что это будет промышленный прототип мощностью
600 МВт, подключенный к сети. Он должен был быть построен к 2025 году
на ядерной площадке Маркуль во Франции. Коммерческую эксплуата-
цию серии SFR реакторов мощностью 1500 МВт планировалось развернуть
к 2050 году.
В ноябре 2018 года Франция проинформировала Японию о прекраще-
нии совместной разработки. В августе 2019 года Франция вообще отмени-
ла ASTRID и все направление разработки SFR ввиду того, что перспектива
промышленного развития реакторов четвертого поколения не планируется
ранее второй половины текущего столетия. На проект было потрачено око-
ло 735 млн евро.
Приложение 2. Перспективные реакторы поколения IV. Направления развития
472
2.5.2. -
PFBR
Прототип реактора-размножителя на быстрых нейтронах PFBR
(Prototype Fast Breeder Reactor) представляет собой реактор-размножитель
мощностью 500 МВт, охлаждаемый натрием, бассейнового типа, на сме-
шанном оксидном топливе (МОКС) с двумя вторичными контурами.
Продольный разрез PFBR представлен на рис. П2.25.
16
15
1
2
3
4
5
6
7
8 9
10
11
12
13
14
.2.25. Продольный разрез корпуса PFBR.
1– главный корпус; 2– опора активной зоны; 3– ловушка расплава; 4– нижняя плита
(grid plate); 5– активная зона; 6– внутренний корпус; 7– верхняя неподвижная защи-
та; 8– большая поворотная пробка; 9– малая поворотная пробка; 10– контрольная
пробка; 11– система управления изащиты; 12– перегрузочная машина; 13– проме-
жуточный теплообменник; 14– главный циркуляционный насос; 15– страховочный
корпус; 16– шахта реактора
П2.5. Реактор набыстрых нейтронах снатриевым теплоносителемSFR
473
Разработчиками PFBR была выбрана компоновка реакторной установ-
ки бассейнового типа исходя из преимуществ этого типа: высокой тепловой
инерции большой массы натрия в бассейне, локализации всей радиоактив-
ности в одном сосуде, надежный отвод тепла с помощью независимых раз-
деленных натриевых контуров.
При эксплуатации PFBR будет использоваться уран-плутониевое MOX-
топливо, тепловая мощность реактора составит 1250 МВт, а электриче-
ская — 500/470 МВт (брутто/нетто). Таким образом, КПД энергоблока будет
на уровне 40%. Основные характеристики PFBR приведены в табл. П2.12.
2.12. Проекты реакторных установокSFR поколения IV
Теплоноситель реактора Натрий
жидкометаллический
Тепловая мощность, МВт 1253
Электрическая мощность (брутто), МВт 500
Топливо PuO
2
– UO
2
, MOX
Высота активной зоны, м 1
Число ТВС 181
Число твэл вТВС 217
Диаметр твэлТВС, мм 6,6
Пиковое выгорание топлива, ГВт/т 100
Максимальная линейная мощность твэл, кВт/м 45
Температура натрия навходе/выходе активной зоны, К 670/820
Состояние пара навыходе вТА, К 763 (при16,7МПа)
Системы остановки реактора 2
Системы отвода тепла 2
Ресурс реактора, лет 40
Была выбрана двухконтурная схема с двумя насосами первого контура,
четырьмя промежуточными теплообменниками (IHX), двумя насосами вто-
рого контура и восемью парогенераторами (SG).
Активная зона реактора PFBR состоит из 1758 ячеек, расположенных
в шестиугольной решетке. Из них 181 ТВС образует активную зону. В ак-
тивной зоне есть две области обогащения. Имеется 2 ряда радиальных ячеек
бланкета и 12 поглощающих стержней, состоящих из 9 регулирующих и ава-
рийных стержней СУЗ (CSR) и 3 различных аварийных стержней (DSR),
Приложение 2. Перспективные реакторы поколения IV. Направления развития
474
расположенных в двух кольцах. Обе системы рассчитаны на остановку реак-
тора менее чем за 1 с.
Реактор имеет, помимо основного корпуса, два встроенных корпуса —
защитный и внутренний. Основная функция защитного корпуса заключает-
ся в обеспечении целостности бассейна натрия. Нижняя плита определяет
расположение основных узлов сборки. Она также образует входную камеру
для распределения потока охлаждающей жидкости от насосов к активной
зоне. Сама решетчатая плита опирается на опорную конструкцию актив-
ной зоны, которая приварена к днищу основного корпуса. Эта конструкция
вместе с внутренним корпусом также выступает в качестве барьера между
горячим и холодным бассейнами натрия в случае утечки из основного сосу-
да, ограничивает падение уровня натрия и поддерживает его выше входных
окон IHX, обеспечивая непрерывное охлаждение активной зоны в случае
утечки. Промежуток между основным и защитным корпусом заполнен азо-
том. Зазор между корпусами составляет 300 мм, что позволяет проводить ро-
ботизированный визуальный и ультразвуковой контроль корпусов.
Основная функция внутреннего сосуда заключается в разделении го-
рячих и холодных бассейнов с натрием. Нижняя часть внутреннего сосуда
окружает активную зону. Он имеет проходки для насосов IHX и первичного
натрия.
Система теплообмена состоит из первого контура с натрием, второго с
натрием и третьего пароводяного контура. Отвод тепла от активной зоны
обеспечивается двумя насосами, которые нагнетают натрий из холодного
бассейна через активную зону. Горячий натрий после активной зоны про-
текает через теплообменник IHX, передает свое тепло второму контуру и
возвращается в холодный бассейн на дне корпуса, замыкая контур потока.
Пароводяная система использует цикл нагрева и регенерации с исполь-
зованием острого пара для повторного нагрева. Рабочие параметры пере-
гретого пара на входе в турбину составляют 16,7 МПа, 763 К и 1805 т/ч,
разогретого пара — 3 МПа, 613 К и 1706 т/ч.
2.5.3. CFR-600
Основываясь на опыте конструирования и эксплуатации CEFR (China
Experimental Fast Reactor) разработки ОКБМ им. Африкантова (Россия), был
создан новый китайский реактор на быстрых нейтронах CFR-600 (China Fast
Reactor-600), представляющий собой второй этап развития быстрых реакто-
ров в Китае. CFR-600 — быстрый реактор бассейнового типа с натриевым
теплоносителем, тепловой мощностью 1500 МВт и электрической мощно-
стью 642 МВт.
CFR-600 конструктивно является прототипом реактора с трехконтур-
ной конфигурацией теплоносителя. Давление в корпусе первого контура —
0,054 МПа. Температура на входе в активную зону составляет около 380 °C,
П2.5. Реактор набыстрых нейтронах снатриевым теплоносителемSFR
475
а температура активной зоны на выходе — около 550 °C. Проектная цель
по тепловому КПД составляет 40%.
CFR-600 предусматривает использование двух типов топлива: UO
2
и МОКС (MOX). Собственно, топливо UO
2
будет загружаться первым, а за-
тем заменяться МОКС-топливом вместе с развитием технологии МОКС.
Способность к воспроизводству топлива является важной характеристикой
CFR-600 с целевым коэффициентом размножения 1,2.
На этапе предварительного концептуального проектирования подробно
изучены ключевые параметры, связанные с коэффициентом размножения,
включая диаметр твэла, конструкцию осевой опорной демпфирующей по-
душки, расположение активной зоны и т.д. В то же время исследована еще
одна важная особенность CFR-600 – пустотный эффект жидкометалличе-
ского натрия как теплоносителя.
Активная зона CFR-600 разделена на три топливных области. Макси-
маль ный уровень выгорания составляет около 100 МВт сут/кг. CFR-600 так-
же оснащен пассивной системой аварийного отключения.
Основной и защитный корпус реактора такие же, как и в CEFR. Кроме
того, предусмотрена защитная оболочка для реактора CFR-600. Для обе-
спечения глубокоэшелонированной защиты от плавления активной зоны,
вызванного непроектными авариями, CFR-600 оснащен ловушкой распла-
ва кориума, которая будет удерживать расплавляемый материал в подкри-
тическом состоянии и обеспечивать долгосрочное охлаждение. Для отвода
остаточного тепла после аварий спроектирована и оборудована пассивная
система отвода тепла.
Предварительное концептуальное проектирование CFR-600 нача-
лось в 2012 году. Технологическое проектирование завершено в 2014 году.
Строительство ведется с 2017 года.
2.5.4.
-800
История реакторов на быстрых нейтронах в СССР берет начало
в 1955 году, когда в Лаборатории «В» под руководством А.И. Лейпунского
был запущен первый в нашей стране экспериментальный реактор на бы-
стрых нейтронах БР-1 (реактор нулевой мощности на металлическом плу-
тонии), затем в 1956 году был запущен БР-2 тепловой мощностью 100 кВт,
в качестве охлаждающей жидкости реактора использовалась ртуть.
Освоение практических технологий реакторов на быстрых нейтронах с на-
триевым теплоносителем (реактор БН ‒ быстрый натриевый) началось в 1959
году с пуском экспериментальных реакторов БР-5/10. На месте выведенного
из эксплуатации и демонтированного БР-2 в 1959 году был сдан в эксплуа-
тацию первый в Европе многоцелевой исследовательский эксперименталь-
ный реактор БР-5 с натриевым теплоносителем (натрий-калий), в качестве
Приложение 2. Перспективные реакторы поколения IV. Направления развития
476
топлива был выбран диоксид плутония. Его теплофизические параметры
были приближены к будущим промышленным быстрым реакторам, то есть
плотность тепловыделения в активной зоне составляла около 500 кВт на литр,
а температура теплоносителя — в пределах 450–500 °C. Расчетная мощность
нового реактора, исходя из необходимости вписаться в существующие габа-
риты реакторной защиты и помещения, была ограничена 5 МВт. После повы-
шения мощности до 10 МВт (тепловых) и замены во втором контуре реактора
теплоносителя натрий-калий на натриевый теплоноситель (1971) он получил
наименование БР-10 и проработал вплоть до останова в 2002 году.
Опыт работы этого реактора, стендов и установок Физико-энергетиче-
ского института им. А.И. Лейпунского был положен в основу проектов бо-
лее мощного экспериментального реактора БОР-60 (1969) и энергетических
реакторов БН-350 (1973), БН-600 (1980) и БН-800 (2015).
В проекте БН-800 в основном были сохранены принципиальные реше-
ния БН-600, а наибольшие изменения коснулись второго и третьего кон-
туров, включая парогенераторы, натриевые насосы, пароэнергетическую
часть (рис. П2.26).
Так, увеличение мощности реализовалось в габаритах корпуса реактора
БН-600 за счет увеличения размеров активной зоны и выявленных резервов
в поверхности теплопередачи промежуточного теплообменника. Активная
зона реактора отличается бльшим количеством ТВС (516 шт.), бльшей
высотой (1 м) и использованием трехзонного профилирования поля энер-
говыделения по радиусу.
Оригинально решена проблема натриевого пустотного эффекта реак-
тивности (НПЭР) — его значительной положительной величины при уходе
натрия из активной зоны. Выход из создавшегося положения был найден
специалистами ФЭИ, которые предложили ввести специальную «натриевую»
полость в тепловыделяющую сборку активной зоны за счет удаления верхне-
го торцевого экрана. Для защиты механизмов, расположенных в поворотных
пробках, от нейтронного излучения над натриевой полостью в ТВС помеща-
ется верхняя защита из карбида бора. В случае закипания натрия в активной
зоне резко возрастает утечка нейтронов через натриевую полость, приводя
к вводу отрицательной реактивности, доводя НПЭР до нулевого значения.
В обоснование этого проектного решения были проведены многочисленные
исследования, включая расчеты и эксперименты на критических сборках.
Кроме того, была изменена конструкционная сталь парогенераторов,
использована одна турбина, система аварийной защиты получила две не-
зависимых подсистемы отвода тепла на разных принципах действия и до-
полнительные стержни аварийной защиты, действие которых основано
на пассивных принципах: при нормальной эксплуатации эти стержни на-
ходятся во «взвешенном» состоянии над активной зоной за счет напора
циркулирующего натрия, при снижении расхода натрия ниже 50% они «сва-
ливаются» в активную зону и останавливают цепную реакцию.
П2.5. Реактор набыстрых нейтронах снатриевым теплоносителемSFR
477
Ниже активной зоны предусмотрен жаростойкий поддон, предназна-
ченный для сбора и охлаждения фрагментов активной зоны в случае аварии
(ловушка расплава).
В окончательном варианте энергоблока с реактором БН-800 была принята
тепловая мощность 2100 МВт, а электрическая — 880 МВт. Внутренний диа-
метр корпуса реактора составил 12,9 м при высоте 15 м. Корпус реактора пред-
ставляет собой вертикальный цилиндрический сосуд с конусной крышкой
и эллиптическим днищем с опорным кольцом. Температура теплоносителя
на входе в активную зону — 354 °C, а на выходе — 547 °C. Плановый коэффи-
циент использования установленной мощности реактора составил 85%.
Реактор имеет интегральную компоновку оборудования первого контура,
при которой активная зона и зона воспроизводства с системой организации
теплосъема, органы управления реактивностью, главные циркуляционные
насосы, радиационная защита, поворотные пробки, механизм перегрузки,
АКНП
N=98.5 N=98.6 N=98.5
N=98.5 N=98.7 N=98.6
Тек N=98.6
АРМ
тепловая по 2к N=100.0
с коэфф. по 3к N=99.0
Р=0,35 Т=258
26
25
13
24
1
2
3
4
5
6
7
8
9
14
15
16
17 18
22
21
19 20
ОК
ПЕТЛЯ 3
ПЕТЛЯ 2
ПЕТЛЯ 1
11
12
Т=28.1 Т=28.9 Т=28.8
N=863
n=3001
Т=497.3
Т=500.3
Т=498.4
Т=497.5
Т=497.5
P=11.39
P=14.15
в РР-20
ОК
от ПГ-3
ОК
ПГ-3
ПГ-2
ПГ-1
F=1024
F=1032
F=1023
P=1.653
L=1291
P=1.321
L=2534
P=2.5 кПа
P=3.6 кПа
P=3.5 кПа
L=795 L=771 L=739
T=26.9
T=78.6
T=101.1
L=2631
ОК
P=1.324
T=176.8
F=2620
T=144.2
P=2.325
P=4.941
P=18.72
T=209
P=12.64
N=99.7
N=97.4
N=100.4
P=14.14
P=14.04
n=950 T=505.9
T=323.8
n=934
T=503.9
T=325.1
P=0.235
P=0.235
P=0.236
n=949 T=507.6
T=324.2
Т=545.8
P=0.0527
n=917
n=928
n=921
Т=326.8 Т=327.5Т=326.5 Т=327.3 Т=326.8 Т=328.1
Т=319.7 Т=322.0Т=319.7 Т=323.3 Т=324.0 Т=323.8
F=129F=125 F=125F=99 F=120F=121
10
23
.2.26. Принципиальная тепловая схема иосновное оборудование реакторной
установки БН-800.
1 – ГЦН первого контура; 2 – промежуточный теплообменник; 3 – тепловыделяющие
сборки; 4 – ГЦН второго контура; 5 – ББН; 6 – парогенератор; 7 – воздушный тепло-
обменник САРХ; 8 – ЦВД турбины; 9 – ЦНД турбины; 10 – генератор; 11 – конденсатор;
12 – БОУ; 13 – РР-20; 14 – деаэратор Д-13; 15 – подогреватель низкого давления ПНД-2;
16 – подогреватель низкого давления ПНД-3; 17 – питательные электронасосы ПЭН-2;
18 – питательные электронасосы ПЭН-1; 19 – подогреватель низкого давления ПНД-5;
20 – подогреватель низкого давления ПНД-4; 21 – СН ПНД-4; 22 – конденсатные насосы
2 подъема КЭН-2; 23 – циркуляционные насосы ЦН; 24 – конденсатные насосы 1 подъ-
ема КЭН-1; 25 – ПВД; 26 – СПП
Приложение 2. Перспективные реакторы поколения IV. Направления развития
478
элеваторы загрузки и выгрузки, внутриреакторные устройства временного
хранения топлива, подвески ионизационных камер и теплоноситель перво-
го контура размещены внутри корпуса реактора (рис. П2.27).
Циркуляция теплоносителя в первом контуре организована следующим
образом. «Горячий» натрий, нагретый в реакторе до температуры 547 °С, по-
ступает в общую сливную полость над активной зоной, откуда через про-
ходы в радиационной защите, окружающей центральную часть реактора,
самотеком подается к шести промежуточным теплообменникам. Через окна
в опорных стаканах ПТО (промежуточные теплообменники) и в их профи-
лирующих обечайках натрий поступает в верхние части трубных пучков те-
плообменников, проходит по их межтрубному пространству, отдавая свое
тепло натрию второго контура, проходящему противотоком внутри трубок
теплообменников, и охлажденный до температуры 354 °С выходит через
нижние окна профилирующих обечаек в три сливные камеры, образован-
ные конструкцией опорного пояса. Каждая камера объединяет сливающий-
ся из двух теплообменников натрий. В каждую сливную камеру погружен
один из трех ГЦН, которые подают натрий по напорным трубопроводам
.2.27. Основные внутриреакторные элементы реактора БН-800
П2.5. Реактор набыстрых нейтронах снатриевым теплоносителемSFR
479
в напорную камеру реактора, где он при помощи дроссельных устройств
распределяется по сборкам активной зоны.
Часть натрия из напорной камеры идет на охлаждение корпуса реактора
и внешней обечайки тепловой защиты, после чего, минуя промежуточные
теплообменники, поступает во всасывающие полости ГЦН.
Активная зона реактора БН-800 состоит из 1233 ячеек (2 из них без
установленной сборки, предназначены для перегрузки гильз). Количество
сборок (ТВС, РО СУЗ, гильз СУЗ) составляет 1261 штуку. Активная зона ре-
актора и боковая зона воспроизводства собираются из шестигранных ТВС
размером «под ключ» 96 мм. Снизу столба топлива в твэлах располагается
нижний торцевой поглощающий экран с обедненной двуокисью урана.
2.13. Основные технические характеристикиРУ БН-800
Тепловая мощность, МВт, неболее 2100
Параметры первого контура:
• температура натрия навходе вреактор, °С
• температура натрия навыходе изреактора, °С
• расход натрия черезПТО поконтуру, кг/с, неменее
• давление вгазовой полости реактора (изб.), МПа
• объем натрия вконтуре, м
3
354
547
8550
0,054
1000
Кампания ТВС активной зоны, эфф.сут 465
Интервал между перегрузками сборок активной зоны,
эфф.сут
155
Количество перегрузок вгод 2
Максимальная глубина выгорания топлива вТВС активной
зоны реактора,%
11,5
Среднее содержание оксида плутония воксидах смешанного
уран-плутониевого топлива,%
19,4
Среднее выгорание топлива, МВт-сут/кг 63
Вид воспроизводящего материала Обедненный UO
2
Для оптимального распределения энерговыделения и повреждающей
дозы по радиусу активной зоны реактора применяется ее физическое про-
филирование. В реакторе используется три типа тепловыделяющих сборок
(ТВС ЗМО, ТВС ЗСО и ТВС ЗБО), содержащие урановое или уран-плутони-
евое оксидное топливо разного обогащения и воспроизводящего материала.
В декабре 2015 года энергоблок № 4 Белоярской АЭС с реактором
БН-800 был включен в сеть и выработал первую электроэнергию в энерго-
систему Урала. Энергопуск реактора завершился в феврале 2016 года после
Соседние файлы в папке Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс)