Газоохлаждаемые реакторы

Использование газового теплоносителя в первом контуре ЯЭУ представляет практический интерес по многим причинам. Основные из них таковы: однофазный теплоноситель—газ позволяет получать высокие температуры на выходе из реактора (до
1000 °С и выше) независимо от давления в нем; высокая температура теплоносителя делает возможным реализацию наиболее эффективных тепловых схем с максимальными термическими КПД цикла; малое макроскопическое сечение поглощения нейтронов газами дает значительную экономию нейтронов в активной зоне и, наконец, при аварийных ситуациях, связанных с разгерметизацией первого контура, газоохлаждаемые реакторы оказываются наиболее безопасными с точки зрения возможного радиационного воздействия на окружающую среду.

Основной недостаток газовых теплоносителей — плохие теплофизические свойства. С этим связаны небольшая удельная мощность реакторов (до ~ 10 МВт/м³) и, как следствие, наиболее габаритные активные зоны; необходимость увеличения давления газа до 5,0 МПа и выше для снижения доли мощности, затрачиваемой на циркуляцию теплоносителя. Кроме того, относительно небольшой опыт работы с газовым теплоносителем, в особенности с гелием, требует проведения широкого круга исследований и опытно-конструкторских разработок конструкции реактора и элементов оборудования первого контура.

Впервые газ как теплоноситель в ядерном реакторе был использован еще в 40-х годах для охлаждения промышленных реакторов США и Великобритании. Ввиду низких удельной мощности и других параметров таких установок и их неэнергетического назначения в качестве теплоносителя был использован воздух при атмосферном давлении. При выборе типа энергетического реактора в Великобритании предпочтение было отдано корпусному реактору на природном уране с графитовым замедлителем.

Первый реактор данного типа был построен в Колдер-Холле (Великобритания) в 1956 г. Всего в мире до 1971 г. построено 36 реакторов данного типа, из них 26 в Великобритании и 7 во Франции. После этого подобные реакторы нигде не строились. Таким образом, данное направление в реакторостроении, являвшееся в течение ряда лет одним из основных в мировой практике, сейчас закрыто как полностью себя исчерпавшее. За 40лет интенсивных исследовательских, конструкторских работ и на основе полученного опыта эксплуатации удалось повысить более чем в 10 раз единичную мощность реактора, поднять их КПД с 19 до ~30 %, повысить температуру на выходе из реактора с 340 до 410°С и, наконец, снизить относительную мощность на прокачку теплоносителя с 13,5 до 7 %, подняв при этом давление газа с 0,7 до 2,8 МПа. Были получены новые технические решения элементов реактора, активной зоны, твэлов, элементов первого контура, которые были использованы в после- дующих разработках газоохлаждаемых реакторов, в том числе высокотемпературных. Среди них в первую очередь следует назвать развитую в эти годы технологию корпусов высокого давления из ПНЖБ, важную для развития многих типов корпусных реакторов.

18.6. Особенности ЯЭУ

1. Чрезвычайно высокая калорийность ядерного топлива, которая

примерно в 3 10⁶ раз больше, чем условное органическое топливо.

2. Невозможность полного сжигания всех делящихся нуклидов за один цикл пребывания ядерного топлива в реакторе. Сжигается только та часть нуклидов, которая превышает критическую загрузку

1. Возможность частичного, а в реакторах на быстрых нейтронах расширенного воспроизводства делящихся нуклидов (Рu,²³⁹ Рu²⁴¹, U²³³).

2. Сжигание ядерного топлива в реакторе происходит без окислителей, т.е. не потребляется атмосферный кислород.

3. Образование большого количества высокорадиоактивных продуктов деления и, связанное с этим, остаточное тепловыделение в активной зоне после остановки реактора

4. Обеспечение надежного охлаждения активной зоны во всех Возможность частичного, а в реакторах на быстрых нейтронах эксплутационных и возможных аварийных режимах в частности при потере электропитания ГЦН.

5. Трудности организации ремонтных работ и замена вышедшего из строя оборудования реакторной установки из-за высокой радиоактивности в реакторе и контуре циркуляции теплоносителя, а так же остаточного тепловыделения в остановленном реакторе.

6. Проблема длительного и безопасного хранения отработанного ядерного топлива, т.к. при работе АЭС образуется большое количество радиоактивных отходов, среди которых имеются

7. Радиоактивные изотопы, сохраняющие высокую активность в течение сотни и более лет.

8. Радиационное воздействие быстрых нейтронов вызывает в конструкционных материалах радиационное охрупчивание, распухание и радиационную ползучесть.

Дата добавления: 2015-06-04