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
490
как в BWR) упрощается конструкция внутрикорпусных устройств, исклю-
чаются или снижаются протечки теплоносителя с разной температурой.
Расчетная радиоактивность пара, поступающего в турбину, в SCWR
INEEL на 12% выше, чем радиоактивность пара BWR. Увеличение обуслов-
лено прямоточным режимом циркуляции в SCWR INEEL.
В 2003 г. был завершен концептуальный проект SCWR INEEL
и на 2020 год было известно о реализации исследовательских проектов, ка-
сающихся теплогидравлики и выбора конструкционных материалов.
2.6.2.
HPLWR
Концепция SCWR в Европейском Союзе называется High Performance
Light Water Reactor (HPLWR). HPLWR относится к типу корпусных реакто-
ров с тепловой мощностью 2300 МВт и электрической мощностью 1000 МВт.
Он работает при давлении 25 МПа с температурой теплоносителя на выходе
500 °C. HPLWR имеет трехзонное строение активной зоны: испарительный
контур, контуры пароперегрева 1 и пароперегрева 2.
Концептуальный проект HPLWR завершен в 2010 г. Основные параметры
и характеристики HPLWR приведены в табл. П2.15. Габаритные размеры кор-
1
4
10
5
3
3
5
4
7
6
9
8
2
6
.2.32. Реактор SCWR INEEL– второй вариант реактора.
1– корпус; 2– активная зона; 3– байпасные протечки; 4– основание; 5– каналы сТВС;
6– органыСУЗ; 7– теплоноситель (вода); 8– замедлитель (вода); 9– дистанционирую-
щий элемент; 10– канал (ТВС степлоизоляцией чехла)
П2.6. Сверхкритический водоохлаждаемый реакторSCWR
491
пуса реактора: высота — 14,29 м; диаметр (внутренний) — 4,46 м; толщина
корпуса — 0,45 м. Материал корпуса — 20 MnMoNi 5 5. Размеры контейнмен-
та: высота (внутренний) — 23,7 м и диаметр (внутренний) — 20 м.
Из трех вариантов схемы циркуляции в активной зоне HPLWR (одноза-
ходная, двухзаходная и трехзаходная) обоснован выбор трехзаходной схемы.
Двух- и трехзаходные схемы позволяют организовать в концевых частях ТВС
(верхней или нижней активной зоны) область, в которой будет достигаться
псевдокритическая температура, и поэтому именно в этой области можно
ожидать выпадение примесей в осадок. В этих же местах будут и области
возможного «ухудшения» или «улучшения» теплообмена.
Поскольку в концевых частях активной зоны удельная плотность те-
плового потока с поверхности твэла меньше, то перегрев оболочек с пре-
вышением предельной температуры маловероятен. Кроме того, в данной
схеме выше средняя массовая скорость теплоносителя в активной зоне —
1600 кг/м
2
с, чем в одно- и двухзаходной схемах циркуляции, что также ин-
тенсифицирует теплообмен твэлов с теплоносителем.
Следует также отметить снижение градиента температуры и улучшение
условий охлаждения при организации двух- и трехзаходных схем цирку-
ляции теплоносителя в сравнении с однозаходной схемой. К особенно-
стям данной конструкции относится сложность организации теплообмена
в режимах проектных аварий с потерей теплоносителя (например, разрыв
входного трубопровода), а также необходимость учета влияния протечек
теплоносителя как в посадочных местах установки кластеров с ТВС, так
и органов регулирования системы управления и защиты. Целесообразно
проведение расчетно-экспериментального исследования протечек тепло-
носителя между различными зонами в реакторе, отличающимися темпера-
турой (энтальпией) теплоносителя, и их влияния на стабильность режимов
эксплуатации. Перемешивание потоков теплоносителя с различной эн-
тальпией может быть причиной нестабильности режимов эксплуатации
различных узлов и систем и сокращения времени их работоспособного со-
стояния.
«Трехзаходность» теплоносителя делит активную зону на три части:
• зона парообразования (от 310 до 390 °C) с подъемным движением те-
• зона перегрева 1 (от 390 до 433 °C) с опускным движением теплоноси-
теля;
• зона перегрева 2 (от 433 до 500 °C) с подъемным движением теплоно-
сителя (периферийная часть на рис. П2.33).
Активная зона состоит из 1404 ТВС, которые объединены по 9 ТВС в 156
кластеров. В ТВС размещены 40 твэлов. Диаметр оболочки твэла равен 8 мм,
Приложение 2. Перспективные реакторы поколения IV. Направления развития
492
толщина — 0,5 мм. Шаг решетки твэлов — 9,44 мм. На поверхности оболоч-
ки твэлов имеется проволочная навивка (1,34 мм) с шагом 200 мм.
Термодинамический цикл использует концепцию ядерного перегре-
ва BWR и турбогенераторы электростанций сверхкритического давления,
работающих на ископаемом топливе: перегретый пар из реактора подается
в турбину высокого давления, подвергается повторному нагреву с использо-
ванием части образующегося пара и затем поступает в турбину промежуточ-
ного давления и турбину низкого давления.
Для экспериментального обоснования твэлов и ТВС проведены стен-
довые испытания в Китае и планируются испытания на реакторе LVR-15
на создаваемой петлевой установке (Ржеж, Чехия).
LVR-15 (Исследовательский реактор, ранее известный под названием
ВВР-С, был впервые выведен на критику 24 сентября 1957 года. Он стал пер-
вым реактором в Чехословакии и был сооружен по Межправительственному
соглашению СССР и ЧССР. В 1990-е годы на реакторе были добавлены
несколько экспериментальных петель, а его мощность была поднята до
10 МВт (тепловых). Максимальный поток тепловых нейтронов — 1,5×10
14
н/(см
2
×с). Отражатель составной (вода и бериллий). Номинальная скорость
легководного теплоносителя в активной зоне — 4,5 м/с).
4
1
2
3
.2.33. Трехзаходная схема циркуляции теплоносителя вHPLWR.
1– входной трубопровод; 2– паровой объем ‒ камера смешения; 3– нижняя камера
смешения; 4– выходной трубопровод
П2.6. Сверхкритический водоохлаждаемый реакторSCWR
493
2.6.3. Canadian SCWR
В 2015 г. завершен концептуальный проект канального реактора
Canadian SCWR. В табл. П2.15 приведены основные характеристики проек-
та. На рис. П2.34 представлена конструкция реактора и циркуляция потоков
теплоносителя.
9
9
10
10
6
5
4
3
2
1
7
8
1
2
3
4
2
1
.2.34. Схема циркуляции(а) иобщий вид(б) реактора Canadian SCWR.
а) схема циркуляции: 1– замедлитель D
2
O, Р= 0,3МПа; 2– корпус (calandria vessel); 3,
4– топливные каналы (вканале4 показано направление движения теплоносителя);
5, 8– патрубки для подвода D
2
O; 6, 7– патрубки для отвода D
2
O; 9, 10– патрубки для
подвода иотвода H
2
O;
б) общий вид: 1– патрубок подвода/отвода Н
2
О; 2– рабочие органыСУЗ; 3– топливные
каналы вD
2
О; 4– замедлитель D
2
О
В реакторе 336 топливных канала. Диаметр активной зоны — 5,5 м;
высота — 5 м (указаны размеры без отражателя). Число твэлов в топлив-
ном канале, а также конструкция канала изменялись в процессе разработ-
ки концепции. Рассмотрены варианты с 43, 54, 78 и 64 твэлами в канале.
Окончательный вариант на момент завершения концептуального проекта
следующий: 64 твэла размещены в двух рядах по 32 твэла в каждом на пе-
риферии; в центральной части топливного канала расположен опускной
участок. Диаметр оболочки твэлов равен 10 мм — наружный ряд и 9,5 мм —
внутренний ряд и толщина оболочки — 0,6 мм. Размеры канала: наружный
диаметр — 181,4 мм, внутренний — 136 мм.
Канал состоит из наружной трубы (сплав циркония), рассчитанной
на давление теплоносителя в канале 25 МПа, и толщиной 12 мм, керами-
ческого покрытия из ZrO
2
, стабилизированной оксидом иттрия, и внутрен-
а б
Приложение 2. Перспективные реакторы поколения IV. Направления развития
494
ней трубы толщиной 0,7 мм. Шаг размещения каналов в реакторе — 250 мм.
Вода в центральной полости канала наряду с D
2
O (расположена между кана-
лами) участвует в формировании спектра нейтронов.
2.6.4. CSR1000,
Китайский проект SCWR (корпусная реакторная установка Chinese
Supercritical water-cooled Reactor CSR-1000 — китайский реактор, охлаждае-
мый сверхкритической водой) разрабатывается на основе анализа ранее вы-
полненных работ в других странах. В Китае НИОКР проекта SCWR активно
выполняются в рамках национальной программы технических исследова-
ний SCWR (Фаза I, 2010–2012 гг.), разработанной в 2009 году Китайским
институтом ядерной энергетики (NPIC) — единственной комплексной базы
исследований и разработок в области ядерной энергетики в Китае. Первая
фаза программы была успешно завершена в 2012 году в соответствии с пла-
нами. Был достигнут ряд инициативных и оригинальных исследовательских
достижений в области концептуального проектирования, теплогидравли-
ческих испытаний, исследований и разработок материалов, при этом было
оформлено более 20 патентов.
Первый в Китае концептуальный проект CSR1000 с реактором типа
SCWR (рис. П2.35) был создан на основе данных, полученных в основном
в Китае. Успешное завершение
фазы I этой программы сдела-
ло Китай одним из основных
игроков в области исследова-
ний и разработок SCWR, наряду
с Японией, Европой и Канадой.
Заявка на переход к следующей
фазе программы успешно прошла
процесс технического утвержде-
ния и получила положительное
заключение.
Первым преимуществом реак-
торов типа SCWR, как уже было
сказано выше, является высокий
тепловой КПД установки за счет
использования сверхкритиче-
ской турбогенераторной систе-
мы. Второе — это чрезвычайное
упрощение первого контура,
в результате чего исключаются
.2.35. Конструкция реактора CSR-1000
П2.6. Сверхкритический водоохлаждаемый реакторSCWR
495
парогенераторы, компенсатор давления и главные циркуляционные насо-
сы PWR, циркуляционные насосы, сепараторы пара и осушители BWR. Что
касается преимуществ, связанных с безопасностью, то благодаря характери-
стикам сверхкритической воды в SCWR при номинальных условиях, не про-
изойдет фазового перехода, поэтому отсутствует риск кипения (DNB), как
в традиционных PWR. Высокотемпературные условия эксплуатации также
исключают использование Zr в качестве материала для оболочки топлива
и, таким образом, гарантируют отсутствие газообразного H
2
, образующегося
в результате высокотемпературной пароциркониевой реакции при серьез-
ных авариях, что снижает риск взрыва газа H
2
. Наиболее важной техниче-
ской проблемой является материал оболочки твэла и материал конструкции
реактора, поскольку материалы, используемые в существующих ядерных
реакторах, могут не соответствовать высоким температурным требованиям
для условий эксплуатации реакторной установки.
Конструктивные отличия
от других корпусных реакто-
ров, например, от SCWR INEEL
и HPLWR, заключаются в изме-
нении схемы циркуляции — вме-
сто трехзаходной схемы в HPLWR
и однозаходной схемы в SCWR
INEEL применяется двухзаходная
схема (рис. П2.36), как в россий-
ском концептуальном проекте
ВВЭР-СКД.
Большая часть воды поступает
в верхнюю камеру корпуса реак-
тора из отверстий в верхней ча-
сти основной и прижимной труб,
а затем распределяется в виде ох-
лаждающей жидкости 1-го про-
хода (38,0%), замедлителя в узлах
(как 1-го, так и 2-го прохода, 6,5%
и 13,7% соответственно) и замед-
лителя между узлами (35,8%),
а затем стекает вниз в сборную
конструкцию в нижней камере.
Небольшая часть воды (6,0%) сте-
кает вниз из кольцевой полости между кожухом активной зоны и корпусом
реактора к сборной опорной конструкции. Вся вода, собранная в опорной
структуре, затем направляется потоком вверх, работая как теплоноситель
2-го прохода, после смешивания в паровой камере сверхкритический те-
.2.36. Циркуляция потоков вреакторе
CSR-1000
Приложение 2. Перспективные реакторы поколения IV. Направления развития
496
плоноситель выходит из реактора через термозащитные чехлы паропрово-
дов в выходных патрубках корпуса реактора.
Двухзаходная схема циркуляции отличается наличием [для варианта
SCWR с быстро-резонансным (смешанным) спектром нейтронов] важного
положительного качества — отрицательности пустотного эффекта реактив-
ности, что существенно для обоснования безопасности в запроектных ава-
риях с потерей теплоносителя.
В NPIC были спроектированы и построены две испытательные установ-
ки для экспериментов SCW T/H. С помощью этих установок были завер-
шены эксперименты по потоку и теплопередаче в различных геометриях
потока, круглых трубах, круглых кольцах, квадратных кольцах и небольших
пучках стержней 2×2. Была составлена тестовая база данных SCW, охваты-
вающая широкий диапазон условий эксплуатации, которая служит для раз-
работки экспериментальных корреляций и оценки компьютерных кодов
для проектирования SCWR.
Первый контур CSR1000 представляет собой систему прямого цикла,
состоящую из двухзаходного реактора на тепловых нейтронах, охлаждае-
мого и замедляемого легкой водой, двух первичных контуров, соединенных
сверхкритической турбиной и питательными насосами и т.д. Первый контур
также сопряжен с системами с функциями пассивной безопасности.
Основная тепловая мощность составляет 2300 МВт с тепловым КПД
системы 43,5%, что приводит к выходной электрической мощности си-
стемы около 1000 МВт. Первый контур работает при давлении 25,0 МПа.
Температура питательной воды составляет 280 °C, а средняя температура
охлаждающей жидкости на выходе из активной зоны составляет около
500 °C.
Активная зона формируется из 177 ТВС, из которых 57 ТВС (I) в цен-
тральной части, а 120 ТВС (II) на периферии. В ТВС размещены 224 твэ-
ла. Наружный диаметр твэла равен 9,5–10 мм, то есть менее диаметра твэла
SCWR INEEL (10,2 мм) и более диаметра твэла HPLWR (8 мм). Расход ох-
лаждающей жидкости в активной зоне составляет 1189 кг/с, что значительно
ниже, чем у современных LWR, поскольку увеличение энтальпии в актив-
ной зоне намного выше, чем у традиционных LWR.
Завершение концептуального проекта произошло в 2017 году. Проект
CSR1000 с соответствующими данными испытаний, полученными NPIC,
обеспечивает дальнейшее развитие работ в Китае по направлению создания
установки-прототипа: проработка конструкции реактора, нейтронно-фи-
зические расчеты активной зоны, создание стендов и проведение теплоги-
дравлических испытаний, материаловедческие исследования и нейтронное
облучение конструкционных материалов-кандидатов.
П2.6. Сверхкритический водоохлаждаемый реакторSCWR
497
2.6.5. -
--1700
Наряду с необходимостью дальнейшего эволюционного совершенство-
вания ВВЭР, поставлена задача разработки новых проектов с принципиаль-
ной ориентацией на замкнутый топливный цикл. С этой целью в настоящее
время разрабатываются два варианта предложений:
• эволюционный — традиционная конфигурация РУ ВВЭР, но с более
тесной решеткой твэлов для ужесточения спектра нейтронов, повы-
шения коэффициента воспроизводства (0,7–0,8 против 0,4 в ВВЭР-
1200);
• инновационный — реакторная установка ВВЭР-СКД (проект В-393)
с быстро-резонансным спектром нейтронов, охлаждаемая водой
сверхкритического давления (рис. П2.37).
При одинаковой мощно-
сти зарубежные корпусные
реакторы SCWR компактнее ка-
нальных реакторов SCWR, что
подтверждается и сравнением
с российскими разработками ка-
нальных реакторов. В частности,
активная зона российских ре-
акторов АМБ-100 и АМБ-200
(в эксплуатации с 1964 г. и 1968 г.
до 1981 г. и 1989 г. соответ-
ственно) имела практически
одинаковые размеры: диаметр —
7,2 м и высота — 6 м, окружена
графитовым отражателем толщи-
ной 0,8 м. Число испарительных
каналов равно 730 (АМБ-100)
и 732 (АМБ-200) соответствен-
но; число пароперегревательных
каналов одинаковое и равно 268. Электрическая мощность АМБ равна 100
и 200 МВт. Таким образом, размеры АМБ существенно больше размеров ре-
акторов и активных зон корпусных реакторов ВВЭР.
Кроме реакторов АМБ, которые введены в эксплуатацию в 1960-х годах,
в 1970-е годы проектировались канальные реакторы на следующие параме-
тры пара на выходе из реакторной установки:
• 24 МПа и 540 °С (электрической мощностью 800 и 1200 МВт);
• 13 МПа и 510 °С (электрической мощностью 500 МВт);
• 6,5 МПа и 450 °С (электрической мощностью 2400 МВт).
Блок верхний
Блок защитных труб
Входной патрубок
Шахта внутри-
корпусная
ТВС
Выгородка
Корпус
Патрубок САОЗ
.2.37. Конструкция реактора ВВЭР-
СКД-1700
Приложение 2. Перспективные реакторы поколения IV. Направления развития
498
Выполнены технико-экономические расчеты и оптимизация разра-
боток. В 2000-х годах выполнены проекты канальных реакторов, как с те-
пловым, так и с быстрым спектром нейтронов. В настоящее время работы
по этим проектам приостановлены.
Компактность корпусных реакторов является одной из основных ха-
рактеристик, которая позволяет получить меньшие размеры контейнмента,
а следовательно и снижение ожидаемых капитальных затрат, что и реализо-
вано, например в HPLWR.
В табл. П2.16. приведены основные характеристики российских разра-
боток корпусных водоохлаждаемых реакторов со сверхкритическими пара-
метрами.
2.16. Характеристики российских проектов корпусных водоохла-
ждаемых реакторов сСКП
--1700
(,
)
-670
(,
,
)
-600
(-
)
Тепловая мощность, МВт 3830 1635 1430
Электрическая мощность,
МВт
1700 670 600
КПД, % 42–44 41 42
Температура
теплоносителя навходе
вактивную зону, °С
290 375–365*** 388
Температура навыходе
изактивной зоны, °С
540 395–382*** 500
Давление, МПа 24,5 1 контур – 24,0
2 контур – 14,7
24,8
Спектр нейтронов Быстрорезонанс-
ный (смешанный)
Используется
спектральное
регулирование
Быстрый
Расход теплоносителя
через реактор, кг/с
1890 2252–2720*** 1880
Высота корпуса реактора
без крышки, м
12,2 23,5 7,5
П2.6. Сверхкритический водоохлаждаемый реакторSCWR
499
--1700
(,
)
-670
(,
,
)
-600
(-
)
Диаметр цилиндрической
части корпуса реактора, м
4,96 4,96 4,53
Размеры активной зоны, м
– высота
– наибольший диаметр
4,05*; 3,76**;
3,38
4,2
2,61
1,7 3,0; 3,2****
Количество ТВС/ число
твэлов вТВС
241/252 163/252 349/199
(72/169****)
Средняя удельная
энергонапряженность
активной зоны, кВт/л
107*/115** 72 160
:
* Однозаходная схема циркуляции.
** Двухзаходная схема циркуляции.
*** Указан диапазон изменения параметра втечение кампании (начало-конец).
**** Указаны кассеты экрана или размеры сбланкетом (экраном); реактор В-670-СКДИ соспек-
тральным регулированием запаса реактивности.
В российских разработках SCWR высока средняя удельная энергона-
пряженность активных зон: 105 и 115 кВт/л в ВВЭР-СКД-1700 (однозаход-
ная и двухзаходная схемы циркуляции теплоносителя соответственно). Для
сравнения: 72 кВт/л в В-670 СКДИ; в SCWR INEEL этот параметр равен
69,4 кВт/л для первого варианта активной зоны (с полостями в ТВС) и 90,5
кВт/л для второго варианта (рис. П2.38); в HPLWR ‒ 57,3 кВт/л.
Указанное различие в удельной энергонапряженности связано с фор-
мированием теплового спектра нейтронов (наличием полостей с замед-
лителем) в HPLWR и SCWR INEEL. При этом максимальный и средний
линейные тепловые потоки на поверхности твэлов SCWR INEEL равны
390 Вт/см и 193 Вт/см (181 Вт/см для ТВС с твердыми замедлителями ней-
тронов в ТВС — гидридом циркония ZrHx), а в ВВЭР-СКД-1700 — 350 Вт/
см — максимальный тепловой поток; 155 и 170 Вт/см — средний тепловой
поток для однозаходной и двухзаходной схем циркуляции. С учетом боль-
шего размера твэла ВВЭР-СКД-1700 (диаметр — 10,7 мм), чем твэла SCWR
INEEL (диаметр — 10,2 мм) можно констатировать меньшее значение плот-
ности теплового потока с поверхности твэла ВВЭР-СКД-1700.
Окончание табл. П2.16
Соседние файлы в папке Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс)