12. Реакторы на быстрых нейтронах. Петлевая и интегральная компоновки, конструктивные решения, достоинства и недостатки.
интегральная или баковая компоновка - размещение теплообменников и натриевых насосов в одном корпусе с активной зоной Основное преимущество интегральной компоновки состоит в том, что корпус реактора относительно прост по форме, перепад давления теплоносителя невелик и можно исключить контакт высокотемпературного первого контура с корпусом. Корпус реактора в случае данной компоновки настолько большой, что в нем располагается временное хранилище отработавшего ядерного топлива. Но размеры корпуса оказываются такими, что его необходимо монтировать на месте. Крышка корпуса реактора также имеет большие размеры, и сложность состоит в том, что активная зона реактора, нейтронная защита, насосы, теплообменники и сам корпус подвешены к крышке. Типичные размеры корпуса реактора с интегральной компоновкой примерно таковы: диаметр – около 17 м, высота – 14 м. Корпус реактора содержит около 2000 тонн натрия и выполнен из нержавеющей стали толщиной 20 мм.
петлевая компоновка теплообменники, натриевые насосы и активная зона находятся в разных корпусах. При петлевой компоновке оборудования реактора активная зона размещена в сравнительно небольшом корпусе (который можно изготовить на заводе) с основной нейтронной защитой снаружи. Горячий теплоноситель из активной зоны проходит по трубам через корпус реактора к теплообменникам и потом обратно. Выбор между двумя схемами компоновки определяется соображениями, связанными с изготовлением корпусов, конструкцией перегрузочной системы ядерного топлива, условиями эксплуатации насосов, простотой контроля и обслуживания. Выбор между этими компоновками окончательно не сделан, оба типа компоновок используются в настоящее время и предполагаются для применения в будущем.
17. Алгоритм и расчёт температурного перепада по сечению цилиндрического твэла без оболочки.
16. Водо – водяные реакторы повышенной безопасности. Реакторы аст, pius.
Реактор повышенной безопасности должен удовлетворять требованиям, предполагающим, что, если активные системы выходят из строя, выделяющееся в активной зоне тепло безопасно рассеивается посредством, например, естественной конвекции или теплового излучения; Необходимо найти такие решения, которые позволили бы благодаря пассивной остановке и охлаждению предотвратить перегрев и разрушение активной зоны, не использовать системы принудительного расхолаживания и исключить какие-либо действия оператора. Другими словами, самозащищенность, саморегулирование, самоограничение должны быть неотъемлемой характеристикой такого реактора, его внутренне присущими свойствами. Такой подход обеспечил бы существенно более высокий уровень фактической защиты населения.
Самозащищенность реактора может быть построена на использовании внутренне присущих свойств безопасности компонентов реактора и пассивных защитных средств, направленных на недопустимость массового разрушения активной зоны.
Анализ реакторных средств защиты показывает, что наиболее надежными следует считать те средства, которые способны действовать на основе физических и других законов природы непосредственно в микроструктуре реакторных материалов или конструкционных элементов активной зоны К надежным средствам могут быть отнесены и пассивные средства защиты, в том числе пассивные средства теплоотвода, воздействия на реактивность, если аварийные ситуации не могут повлиять на их работоспособность. Они не требуют подвода энергии извне, постоянно готовы к работе, не требуют вмешательства эксплуатационного персонала.
Внутренне присущие свойства безопасности реактора строятся на основе:
• подбора топливной композиции, способов компенсации всей реактивности, которую технически возможно ввести в реактор;
• подбора нейтронно-физических реактивностных эффектов, способных ограничить рост мощности реактора или заглушить его при недопустимых тепловых режимах;
• использования химически пассивных компонентов реактора, не допускающих накопления способной к быстрому выделению дополнительной энергии;
• выбора композиции и устройства реактора, исключающих образование вторичных критических масс при реализации любого события без учета действия активных систем;
• выбора активной зоны, исключающей образование локальных критических масс.
Реакторная установка ACT
Реакторная установка
Реакторный блок, являющийся основной частью реакторной установки (РУ), представляет собой комплекс оборудования, в состав которого входит водо-водяной корпусной реактор интегрального типа, который в целях локализации аварий, связанных с разгерметизацией корпуса реактора или трубопроводов вспомогательных систем первого контура, заключен в страховочный корпус.
В корпусе реактора размещены активная зона и теплообменники первого и второго контуров, Верхний объем реактора над уровнем теплоносителя выполняет функцию компенсатора давления первого контура. Теплосъем с активной зоны осуществляется при естественной циркуляции теплоносителя. Подъемная часть контура циркуляции включает участок с индивидуальными тяговыми трубами и расположенный над ними общий тяговый участок.
Теплообменники первого и второго контуров размещены равномерно в зазоре, образованном внутрикорпусной шахтой и корпусом реактора, и с трубопроводами второго контура объединены в три петли.
Системы безопасности
Системы воздействия на реактивность. Система A3 реактора предназначена для прекращения цепной реакции при возникновении аварийных ситуаций или отклонений от условий нормальной эксплуатации. Это достигается подачей соответствующих команд в систему управления и последующим введением в активную зону рабочих органов СУЗ. Наивысший уровень защиты предусматривает введение с максимальной скоростью всех рабочих органов СУЗ (сброс под действием силы тяжести при обесточивании двигателей приводов).
Защита срабатывает при достижении аварийных уставок по мощности реактора или времени ее удвоения, при переопрессовке или разгерметизации первого контура, землетрясении, при обесточивании станции, отключении оборудования ACT, требующем вывода РУ из действия, нажатии кнопок A3 на блочном или резервном щитах управления.
Число, расположение, эффективность и скорость введения исполнительных органов A3 таковы, что при аварийных режимах рабочие органы без одного, наиболее эффективного обеспечивают необходимую (по условию неповреждаемости твэлов) скорость снижения мощности и уровень подкритичности реактора.
Система аварийного отвода тепла. Для аварийного отвода тепла от реактора установка оснащена системой аварийного расхолаживания (САРХ). Принятые решения по САРХ направлены на обеспечение ее высокой надежности путем построения системы с использованием пассивного принципа отвода тепла, резервирования элементов и каналов.
Система аварийного расхолаживания обеспечивает отвод теп-, ла при естественной циркуляции теплоносителя по первому и второму контурам с выпариванием запасов воды из баков САРХ в атмосферу в течение длительного времени' (более трех суток).
Кроме того, в установке предусмотрена система аварийного отвода тепла с использованием резервированных импульсных предохранительных устройств на компенсаторах давления второго контура в сочетании с надежной подпиткой. Открытие импульсных предохранительных устройств на втором контуре и сброс теплоносителя из него в виде Пара обеспечивают отвод тепла от первого контура и защиту реактора от переопрессовки.
Теплоаккумуляция. Характерной особенностью реакторной установки является высокая аккумулирующая способность контуров, обеспечивающая относительно медленный рост параметров первого контура при нарушениях теплоотвода. Аккумулирующая способность обусловлена большими массами воды и металлоконструкций первого и второго контуров по отношению к низкой энергонапряженности активной зоны и естественной циркуляцией теплоносителей в них, обеспечивающей эффективное перемешивание воды. Показательной характеристикой тепловой инерционности установки может служить скорость разогрева первого и второго контуров при отсутствии теплоотвода, не превышающая 30° С/ч при максимальной мощности остаточных тепловыделений.
Локализующие системы. Страховочный корпус является пассивным защитным и локализующим устройством, обеспечивающим безопасность при разгерметизации корпуса реактора в пределах проектного значения и при разрывах трубопроводов систем первого контура, расположенных внутри страховочного корпуса. В последнем предусмотрен контроль давления. Конструкция страховочного корпуса состоит из нижней и верхней частей, объем и конфигурация которых выбраны из условия обеспечения уровня теплоносителя в реакторе выше активной зоны.
Система двойной запорной арматуры на трубопроводах первого контура в пределах страховочного корпуса предусмотрена для ограничения выбросов, активного теплоносителя из реактора и обеспечения уровня теплоносителя в реакторе выше активной зоны при аварийной разгерметизации трубопроводов или оборудования систем первого контура вне страховочного корпуса.
Водо-водяные реакторы повышенной безопасности. Реактор PIUS —SECURE.
технические особенности. В Швеции разрабатывается концепция реактора PIUS (в переводе: процесс с максимальной внутренней безопасностью).
Активная зона реактора PIUS — SECURE размещена на дне бассейна, заполненного холодной борированной водой с концентрацией менее 10 г Н3В03/кг. Бассейн, находящийся под давлением 0,7 МПа, заключен в бетонный корпус, снабженный бетонной крышкой.
Корпус реактора не несет давление и является стальной перегородкой между борированной водой в бассейне и водой в реакторе с меньшей концентрацией бора. Корпус реактора сообщается с бассейном через газовый затвор (в верхней части) и устройство, препятствующее перетеканию воды из активной зоны в бассейн (в нижней части).жуточный контур.
Вода прокачивается через реактор циркуляционными насосами, размещенными вне корпуса бассейна. При нормальной эксплуатации реактора вода в бассейне отделена от теплоносителя в первом контуре реактора газовым затвором, расположенным в верхней части корпуса реактора над активной зоной. Перепад давлений в активной зоне создается циркуляцией теплоносителя.
При заметном понижении скорости циркуляции высота газового затвора уменьшается, уровень воды в активной зоне повышается, борированная вода из бассейна затекает в активную зону и реактор останавливается. Охлаждение активной зоны осуществляется естественной циркуляцией борированной воды через реактор в бассейн. Использование газового затвора позволяет просто и быстро останавливать реактор путем отключения главных циркуляционных насосов.
Реактор работает в режиме саморегулирования, без использования каких-либо механических регуляторов реактивности. Расход теплоносителя и температура на выходе из зоны поддерживаются постоянными во всем диапазоне мощностей. Вода второго контура борирована и находится под давлением, превышающим Pi, поэтому любая течь будет направлена из второго контура в первый и при этом не произойдет разбавления теплоносителя.
Первый контур вынесен за пределы бетонного корпуса_ и состоит из трех петель, одна из которых резервная. Циркуляция по петлям осуществляется с помощью электронасосов. В каждой петле установлен один насос. Все три петли связаны контуром естественной циркуляции с холодной борированной водой, заполняющей бетонный корпус. При нормальной работе установки эта связь блокируется с помощью газовой подушки над активной зоной за счет перепада давления теплоносителя на зоне.
Активная зона реактора, расположенная внутри металлического корпуса, набирается из ТВС квадратного сечения с циркониевым кожухом, содержащих стерженьковые твэлы из диоксида урана с циркониевой оболочкой (144 ТВС по 60 твэлов).
Основная особенность проекта PIUS состоит в том, что верхняя и нижняя части корпуса реактора соединены с объемом воды в железобетонном контайнменте с помощью своеобразных гидрозатворов, не имеющих герметичных перегородок, но предупреждающих поступление холодной борированной воды через верхний гидрозатвор за счет давления газа и через нижний — за счет равенства напора, создаваемого циркуляционным насосом, и гидростатического столба воды в бассейне.
В естественном состоянии из-за разности плотностей нагретой воды в реакторе и холодной в бассейне развивается естественная циркуляция воды бассейна через активную зону. Этот процесс обеспечивает вынос из зоны остаточных тепловыделений и их аккумуляцию в бассейне.
Остаточное тепловыделение аккумулируется в большом объеме воды (1,5 м3/МВт (тепл.)), окружающем активную зону, который сообщается с ней без помощи каких-либо активных элементов (насосов, клапанов) и вмешательства оперативного персонала. Этот объем воды располагается над активной зоной в том же корпусе и при том же рабочем давлении, его достаточно для расхолаживания в течение недели.
Воздействие на реактивность обеспечивается изменением концентрации раствора борной кислоты в первом контуре. Любые отклонения в режиме эксплуатации, связанные с понижением безопасности, приводят к ликвидации газового затвора в верхней части и, как следствие, к поступлению борированной воды в активную зону и остановке реактора.
Дополнительная система воздействия на реактивность— система ввода механических поглотителей — предназначена для подавления цепной реакции в активной зоне путем ввода шариков из борированной стали. Система используется для длительной остановки реактора (от нескольких часов и далее) и состоит из сосуда, насоса и трубопроводов. За счет гидравлического напора шарики, находящиеся над активной зоной в области газовой подушки, по специальным каналам попадают в активную зону. Выведение поглотителя из активной зоны осуществляется при снятой крышке железобетонного корпуса специальной гидравлической системой.