Водо-водяных реакторов

Конструктивные характеристики

Конструкцию водо-водяного реактора рассмотрим на примере установки атомного ледокола “Ленин”. На нем установлена турбоэлектрическая трех вальная установка с тремя ядерными реакторами с суммарной мощностью 44000 л.с. общий вес ядерной установки 3017т; все защиты 1963т. Полная паропроизводительность установки 360т/час, параметры пара 310°С,28ата. Автономность плавания – 1год.

За достижения заданной скорости хода и обеспечения энергией всех корабельных нужд достаточно двух реакторов. Для большей надежности работы эл. установки на ледоколе установлен третий резервный реактор.

Тепловая схема состоит из 2х контуров. Iк из 2х автономных петель, каждая из которых состоит (кроме р-ра) из ПГ, 2х гл. циркуляционных насосов, фильтры активности с холодильниками и компенсаторы объема. Первый контур является контуром высокого давления и объединяет элементы ППУ. В нем циркулирует дистиллят воды под р= 200 ата. Второй контур установки является паровым и объединяет основные элементы силовой части эн. установки. В турбину не попадают радиоактивные загрязнения, и она эксплуатируется практически в нормальных условиях.

Общий вид ППУ представлен на рис. Реактор и ПГ расположены вертикально и окружены биологической защитой, обеспечивающей безопасность для личного состава. Вы знаете, что биологическая защита состоит из тепловой защиты и собственно биологической. (Далее смотри. Биологич. защита посл. лист)

Внутри биологической защиты расположен контур ее охлаждения. Это внутренний контур. А т.к. в этот контур могут попасть радиоактивные продукты коррозии, то дистиллят в нем охлажден во внешнем контуре, в котором циркулируется вода, охлаждаемая в свою очередь забортной водой. Этот внешний контур охлаждает холодильники фильтров Iго контура.

Реактор. Реактор гетерогенного типа на тепловых нейтронах, в котором замедлителем и теплоносителем служит бидистилат воды под высоким давлением. Горючим служит спеченая двуокись урана, обогащенная ураном -235 до 5%. Тепловая мощность р-ра 90МВт. Максимальная тепловая нагрузка на поверхности ТВЭЛ 10⁶ ккал/м² час. Температура теплоносителя на выходе из реактора 325º С, а на входе 248º С. рабочие давление в реакторе 200 ата. Загрузка акт. зоны по И-235 равна 85кг.

В состав реактора входятследующие конструктивные узлы и детали:

1) активная зона, в которой размещаются ядерное горюче,замедлитель, теплоноситель;

2) отражатель и тепловаю (нейтронная) защита корпуса, которые могут составлять единую конструкцию;

3) корзина активной зоны или выемная часть р-ра, в которой монтируются каналы (кассеты) с ТВЭЛ;

4)органы регулирования, компенсации избыточной реактивности и аварийной защиты реактора;

5) корпус реактора;

6) кришка реактора;

7) нажимной фланец, шпильки, гайки, уплотняющие элементы;

8) верхняя защитная пробка реактора;

9) привода и механизмы, обеспечивающие перемещение органов компенсации, регулирования, защиты р-ра;

10) тепловая изоляция и элементы биологической защиты, смонтированные на корпусе реактора (см. рис. 21 Африкантов).

Активная зона ВВРД обачно набирается из отдельных каналов (кассет), в которых сгруппированы с определенным шагом ТВЭЛ.

Замедлитель вода заполняет межканальное пространство, а также пространство между ТВЭЛ в самих каналах. Вода, протекающая через каналы, одновременно выполняет функции теплоносителя. Шаг между каналами и сами каналы (кассеты) вибираються из условия min массы в результате вариантных физических расчетов.

От соотношения объемных долей канальной и меж канальной воды зависят температурный к-т и характер переходных процессов, с изменением расхода теплоносителя через реактор.

Каналы(кассеты) могут быть в сечении круглыми, квадратными или шестигранными.

В меж канальном пространстве или в каналах перемещаются стержни управления и защиты, компенсирующие органы. Если каналы (кассеты) в сечении квадратные или шестигранные в меж канальное пространство удобно вписываются стержни крестообразного сечения.

С точки зрения характера движения теплоносителя в активной зоне реакторы делятся на однозаходные и двухзаходные (многозаходные). В однозаходном реакторе поток теплоносителя поступает сразу во все каналы. В двухзаходном поток теплоносителя проходит сначала снизу вверх по центральным, обычно наиболее энергонапряженным каналам, затем между каналами (или тепловой защитой) опускается вниз, поступает в напорную камеру периферийных каналов, поднимаются по ним вверх и через сливную камер выходит из реактора.

Каналы (кассеты). Каналы и кассеты состоят из активной части и подвески. В активной части в кожухе расположен с определенным шагом ТВЭЛ. Каналы (кассеты)- кругле, квадратне, шестигранне.

ТВЭЛ – стержневе, кольцевые, пластинчате. Например стержневой ТВЭЛ представляет собой цилиндр. оболочку, внутри которой набраны с зазором 0,1/0,2 мм таблетки UО₂ (зазор с технолог. соображений и на случай увеличения объема при облущении). Естественно, между оболочкой и горючим большое тепловое сопротивление. Чтобы значительно снизить его оболочка заполняется гелем (в ТВЭЛ создается вакуум, а затем заполнение). Герметизируется оболочка с помощью 2^х наконечников.

Корпу реактора – ответственная часть р-ра (большое внутренние давление, неравномерное поле температур; эррозионное, коррозионное воздействие теплоносителя, воздействие ядерних излучений). Основне детали корпуса:кованная обичайка (из углеродистой стали), вставленное дно, рубашка из нержавеющей стали (ОХ18Н10Т),входной и 2 выходных патрубка.

Особенности: вследствии разных температурних расширений (нерж. расширяется >) рубашка сделана с зазором относительно обичайки (радиальным и осевым) которые выбираются следующим образом: осевой – с помощью шпилек, радиальный за сет давления. Т.е. для уменьшения напряжений рубашка предварительно растянута с целью создания растягивающих напряжений =1/2 температурных (сжигающих) напряжений. Лучше – плакировка внутренней поверхности нержавеющей сталью (методом наплавки - электродами) с = 10/20 мм.

Парогенераторы реактивной установки представляю собой вертикальне стальне цилиндры, трубная часть которых состоит из 3^х зон – экономайзерной, эксперементальной и пароперегревательной. Тепло передается от теплоносителя циркулирующего по трубам, к конденсату, прокачеваемому в межтрубном пространстве. Поверхность нагрева 1 ПГ «Ленина»

Выход пара

Зона пароперегревателя

Конструктивне особенности реакторов на быстрых нейтронах (быстрые р-ры)

Деление атомних ядер топлива происходит главным образом под действием быстрых _оn^’ (> 0,5 Мэв). В них отсутствует замедлитель, а применяемые теплоноситель и конструкционные материалы активной зоны должны обладать малой замедлительной способностью (найболее подходящие жидкометалл. теплоносители).

Быстрые реакторы существенно отличаются от теплових и имеют значительные преимущества. В теплових реакторах баланс _оn^’ следующий (отнесенный к 100 первичным _оn^’): поглащ. U²³⁵100 _оn^{’ –} в результате деления 250 из них 100 на поддержку цепной реакции, 40 погл. В замедлителе утечка 20, на возпроизводство вторичного ядерного горючего Pu²³⁹ остается 90 нейтронов, т. е. Коэффициент воспроизводства КВ= 0,9.

При использовании природного урана (0,7% U²³⁵ и 99,3% U²³⁸) в реакторе даже при полном выгорании U²³⁵ может быть получено только 0,7·0,9=0,63% Pu²³⁹, остальное 99,3% U²³⁸- в отвал (крупный недостаток в использование ядерного горючего).

Быстрый же реактор имеет КВ = 1,3 (+40 _оn^’ замедлителя). Это значит, что с каждым циклом в р-ре будет получатся вновь делящегося топлива больше, чем расходуется (U²³⁸ Pu²³⁹) т.к. _оn^’ с энергией > 1 Мэв способны вызвать деление не только ядер U²³⁵, но и ядер U²³⁸. значит снижается стоимость вырабатываемой энергии.

Для быстрого _оn^’ для цепкой реакции необходимо значительно > концентрация в топливе делящихся протонов, т.к. малые сечения деления, захвата и ДР. то есть требуется применение высокообогащенного ядерного топлива. Но критические размеры у быстрых реакторов наименьшие при большей загрузке топлива.

С целью экономически целесообразно использование процессов ядерного деления на быстрых _оn^’ в быстрых реакторах создают 2 зоны размещения топлива: активная зона с высокообогащенным топливом и зона воспроизводства, загружаемая природным ураном. Активная зона располагается внутри, а зона воспроизводства – снаружи.

В обеих зонах выделяется большое количество тепла, поэтому через них прокачивают теплоноситель. Т. к. отсутствует замедлитель, рабочие каналы с ТВЭЛ располагают плотнее.

Большая концентрация материала и высокие

значения нейтронного потока при малых

объемах акт. зоны обуславливают высокую их

энергонапряженность до 1000 квт/ч

(в тепловых реакторах до 50 квт/ч).

Удельная мощность (отнес. к 1 кг топлива) у быстрых и тепловых реакторах - одинакова, вследствие большей загрузки топлива в быстром реакторе.

Глубина выгорания топлива в б.р больше 4/5абс %(т.е. по всему весу топлива) по сравнению 0,1% абс. в тепловых (речь идет о U²³⁵,которых в тепл.р 1,5%,а в т.р. 21,6%).Темп накопления втор. Топлива доходит до 15% в год. При выгорании топлива в тепловых реакторах падает q. а в б.р. длительность работы определяется механической стойкостью ТВЭЛ.

Регулирование мощности осуществляется не поглощением нейтронов, а изменением величины их отражения. Для этого отражатель акт.зоны делается полностью или частично подвижным(перемещение вверх, вниз, а при аварийной ситуации быстро падает вниз).

Малый объем-преимущество (т.к. еще уменьшаются размеры биологической защиты). Но очень затруднен отвод тепла. Жидкий Na не пригоден для судов. Недостаток, препятствующий распространению и широкому применению в практике б.р,- необходимость первоначальной закладки. В них більшого количества дефицитного и дорогостоящего высокообогощенного ядерного топлива при сравнительно длительном сроке удвоение первоначальной загрузки (6 лет и более), а также Больших капиталовложения в заводы, перераб. вторичного томливо воспроизв.

Сей час проведены Больших работы (теоретик. и практически) в области б. р.

Мале габариты и вес, большая длительность компании и работа с воспроизводством ядерного топлива определяет перспективность р. на быстрых нейтронах.

Ядерное горюче: U, UO₂

Th²³²(для получения вторичного топлива)

Pu²³⁵(вторичное топливо)

Замедлитель, отражатель: вода, тяжелая вода, графит, Ве, ВеО

Органы управления: Бор (изотоп В¹⁰), В₄С(карбид)

Керамика В₄С-Аl₂О₃

Кадмий (Cd), гафний(Hf),

гафлиний (Gd) – резко земельный металл max сечение захвата 6.

Принципиальная схема судовых атомных энергетических установок

Наибольшее распространение получили атомные энергетические установки с паротурбинным циклом. Они классифицируются, например:

1) – по типу теплоносителя в I контуре (вода, жидкие металлы, газ и пр.)

2) – по изменяемости агрегатного состояния теплоносителя в реакторе (р. не кипящие, р. кипящие.)

3) – по типу реактора (реактор на тепловых нейтронах, промежуточных, быстрых нейтронах, реакторы гомогенные и гетерогенные.)

4) – по числу контуров (одно контурные, 2^х контурные) при этом учитывается только те контуры, через которые происходит передача энергии от реактора к турбине.

Наиболее определяющим признаком особенности атомной энергетической установки является тип теплоносителя в реакторе, т. к. теплоноситель определяет состав и концентрацию оборудования установки, его весогабаритные характеристики, параметры пара, тип использование турбин и т. д. Поэтому в дальнейшем установки будем классифицировать по типу теплоносителя в реакторе.

Принципиальная схема судовой атомной паротурбинной 2^х контурной установки.

ППУ (паропроизводительные установки) с водо-водяным не кипящим реактором (ВВРД) (под давлением)

Водо-водяным называют реактор, у которого и замедлитель и теплоноситель I контура – вода. Принципиальная схема ППУ с ВВРД (не кипящим) имеет в своем составе 4 взаимосвязанных контура:

Состав I контура – реактор, цир. насосы, ПГ, компенсатор объема, фильтр и его холодильник, коммуникации, соединяющие данное оборудование.

Состав II контура – ПГ, турбина, конденсатор, теплоносительный и конденсатный насосы, вспомогательное оборудование и коммуникации.

Состав III контур – охлаждения элементов оборудование I и II контура. Он является также промежуточным контуром между охлаждаемым оборудованием и IV контуром забортной воды.

В реакторе –вода с P= 100/ 200 aтa, t=280/340⁰C в ПГ в II к-вода P=30/40 ата.

Компенсатор обьема – для поддержания пост. давления в контуре при изменении загрузки. Фильтр- для поддержания концентрации активних примесей воды в I к. в в приемлемых границах в случае неплотностей в оболочках ТВЭЛ. Наполнитель подбираем такой,чтобы снижать и газовую активность теплоносителя. Для нормальной работы наполнителей(анионовых и катионовых смол) температура теплоносителя требуется 35-40⁰С. Поэтому устанавливают холодильник. Чтобы получить перегретый пар с P=30/40 ата.

t_ne=280/320⁰С в I контуре требуются следующие параметры воды: Р= 120-200ата; t= 300-340⁰С.

Недостаток ВВРД(некин.)- невозможность повышения параметров в I к. Температура не может быть больше 370⁰С.

Преимущества:

1) небольшие размеры Р, ПГ по сравнению с органическими или газовыми теплоносителями.

2) Заполнение I конт. Водой, очистка, подпитка, эксплуатация проще, да и пополнение воды можно получить за бортом.

3) Вода более устойчива под воздействием ед. излучений.

4) Умеренная коррозионная и эрозионная активность воды позволяет применять существующие материалы; Поэтому они широко применяются в судах.

ППУ с ВВРК (кипящим)

С целью снижения Р в I контуре ВВРК бывают 1-контурные и 2-контурные. В одноконтурной установке пар из I контура –в турбину. В II^х контурной установке пар I контура конденсируется в ПГ, отдает тепло воде и пару, а там уже – турбина.

Для улучшение теплоотдачи от ТВЭЛ – принудительная циркуляция. Можно организовать естественную циркуляцию – тога повысится надежность I контура (вследствие отсутствие циркуляционного насоса и утечек).

При принудительной циркуляции кратность циркуляции – 20-30.

Чтобы небыло кавитации, перед циркуляционным насосом – нагреватель питательной воды IIк.

Для получения насыщеного пара Р= 35ата в I нужно кметь Р= 65-75 ата, а чтобы для турбины t_ne = 280-320º в Iк – 80-140 ата, т.е. Р в Iк кипящего по сравнению с не кипящим на 50-70 ата.

Недостаток, что насыщенный пар имеет активность 10^-6 кюри/л (10^-9 допустима).

Двухконтурная установка с кипящим реактором более безопасна но тяжелее и сложнее. Одноконтурная проще, но опаснее и их перспектива – на судах, где имеет значение малый вес и где возможна специально гермитзация турбины с дистанционным управлением.

Дата добавления: 2015-06-04