Стартовая >> Архив >> Генерация >> Физические основы эксплуатации ядерных паропроизводящих установок

Устройство водо-водяных реакторов - Физические основы эксплуатации ядерных паропроизводящих установок

Оглавление
Физические основы эксплуатации ядерных паропроизводящих установок
Классификация и основы устройства ЯППУ
Системы ЯППУ с водо-водяными реакторами
Механизмы и устройства, обеспечивающие работу ЯППУ
Устройство водо-водяных реакторов
Корпус и крышка водо-водяного реактора
Технологические каналы водо-водяного реактора
Органы управления и защиты водо-водяного реактора
Принципиальные схемы парогенераторов
Конструкционные схемы парогенераторов
Нейтронное поле в реакторе
Кинетика «холодного» реактора без учета запаздывающих нейтронов
Виды коррозии конструкционных материалов ЯППУ
Факторы, влияющие на скорость коррозии
Требования к воде контуров ЯППУ
Контроль за качеством воды
Технические средства обеспечения водного режима ЯЭУ
Физический пуск реактора
Экспериментальное определение характеристик реактора при физическом пуске
Теплотехнические проверки реактора
Эксплуатационные режимы ЯППУ
Эксплуатационный пуск реактора и разогрев ЯППУ
Работа ЯППУ в нормальных условиях эксплуатации
Выключение реактора и расхолаживание ЯППУ
Аварийные режимы, обусловленные высвобождением реактивности
Аварии со снижением циркуляции теплоносителя и рабочего тела
Средства обеспечения безопасной эксплуатации ЯППУ
Реактор ИР-100
Уран-водные экспериментальные сборки
Аппаратура для исследований
Нейтронно-физические характеристики подкритического реактора

Принципиальная конструкция реактора

Конструкционная схема В В Р.

Ядерным реактором называется устройство, предназначенное для организации и поддержания управляемой цепной реакции деления ядер. Специфической особенностью реактора является необходимость обеспечения его исключительно высокой надежности» так как осмотр и ремонт большинства конструкционных узлов в процессе эксплуатации чрезвычайно затруднены из-за высокой радиоактивности оборудования. Это обстоятельство является определяющим при разработке конструкционных схем реакторов.
Несмотря на то что число эксплуатируемых в настоящее время реакторов с водой под давлением велико, их конструкционные схемы содержат много однотипных инженерных решений. Основные из этих решений, реализованные в конструкциях современных реакторов, показаны на рис. 1.7.
Главной составной частью реактора является цилиндрическая активная зона, представляющая собой комплект размещенных в воде тепловыделяющих сборок (ТВС) 23 с органами регулирования реактора и другими конструкционными элементами, расположенными между ТВС. Вода, заполняющая пространство между ТВС (межканальное пространство) и пространство между тепловыделяющими элементами внутри ТВС, выполняет две функции: она является замедлителем нейтронов, рождающихся в топливе твэлов при делении ядер урана, и одновременно служит теплоносителем, отводящим из активной зоны генерируемое в ней тепло. Отсюда и название «водо-водяной реактор». Высота активной зоны равна высоте топливной части твэла, а ее диаметр можно в первом приближении считать равным диаметру окружности, описанной вокруг всех загруженных в реактор ТВС.
Каждая ТВС крепится верхним торцом к трубе-подвеске 19. Конструкция, образованная ТВС и подвеской, называется технологическим каналом. Количество технологических каналов в реакторе может быть достаточно большим. Так, реактор модернизированный ЯППУ ледокола «Ленин» имеет 241 канал.
Теплотехнические каналы размещаются на равном удалении один от другого* внутри корзины активной зоны, образованной верхней 15 и нижней 28 плитами и закрепленным между ними выемным экраном, представляющим собой сварную конструкцию из двух цилиндрических обечаек 22 и колец 16 и 27. Главным назначением выемного экрана является радиационная защита корпуса реактора и разделение полостей с разным давлением теплоносителя для обеспечения его циркуляции в активной зоне.

* Равномерность размещения технологических каналов достигается посредством установки их в точках, являющихся узлами правильной геометрической решетки, характеризуемой типом (треугольная, шестиугольная, квадратная и т. д.) и шагом, т. е. расстоянием между осями технологических каналов.

схема водо-водяного реактора
Рис. 1.7. Конструкционная схема водо-водяного реактора

С учетом неизбежных температурных изменений длины технологических каналов они крепятся только к верхней плите, а в гнездах нижней плиты лишь центруются хвостовиками ТВС. Крепление каналов к верхней плите осуществляется по принципу подвешивания. Каналы проходят через сверления в плите, опираясь на нее своими буртами, диаметр которых больше диаметра Сверлений, и поджимаются сверху силовой плитой 6 крышки реактора. Усилие нажатия крышки через подпружиненные головки передается каналам, бурты которых в результате этого плотно прижимаются к верхней плите.

Сама экранная сборка с загруженными технологическими каналами крепится в корпусе реактора также по принципу подвешивания — посредством болтового соединения верхнего кольца 16 выемного экрана с кольцом 17 невыемного экрана.
Герметичное соединение крышки и корпуса может производиться с помощью прокладок или сварки. На рис. 1.7 показан способ уплотнения разъема между крышкой и корпусом при помощи клиновидной прокладки 10, изготовленной из мягкого металла (например, из меди или никеля). Усилие на прокладку передается через нажимной фланец 9 при затяжке гаек 8 на шпильках 7. В рассмотренной конструкции реализован принцип самоуплотнения, заключающийся в том, что по мере увеличения давления в реакторе прокладка подвергается дополнительному сжатию за счет смещения вверх крышки реактора при неизменном положении нажимного фланца. Чем больше возрастает давление, тем сильнее деформируется прокладка и тем надежнее уплотняется разъем между крышкой и корпусом реактора.
Для поддержания мощности реактора на заданном уровне или изменения ее до необходимого значения используются, стержни АР, изготовляемые из материала, эффективно поглощающего тепловые и надтепловые нейтроны. Для быстрого выключения реактора при возникновении аварийных ситуаций применяются поглощающие стержни АЗ. Кроме того, в качестве органов управления используются различного рода органы компенсации, в частности КС, предназначенные для удержания реактора в выключенном состоянии при начальной сверхкритической загрузке ядерного топлива, для последующего постепенного улучшения условий размножения нейтронов за счет извлечения КС по мере выгорания топлива и для компенсации других эффектов, влияющих на условия размножения нейтронов. Все перечисленные стержни (на рисунке они не показаны) являются исполнительными органами системы управления и защиты (СУЗ) реактора.
Поглощающие стержни — наиболее распространенный, но далеко не единственный тип органов управления. Так, наряду с КС достаточно широкое применение в качестве органов компенсации нашли компенсирующие решетки, представляющие собой набор перфорированных (для прохода технологических каналов) листов 20 из нержавеющей стали, скрепленных специальными стяжками в единый пакет. Подъем и опускание КР проводится с помощью, тяги 1, соединяющей решетку с ее приводом, размещаемым чаще всего непосредственно на крышке реактора. Для предотвращения радиальных смещений КР обычно предусматриваются направляющие колонны (на рисунке не показаны), закрепляемые в верхней и нижней плитах корзины активной зоны.
В общем случае органов компенсации (компенсирующих решеток или групп КС) в реакторе может быть несколько (каждый со своим приводом). Это позволяет повысить надежность системы компенсации и, кроме того, при раздельном управлении этими органами добиться выравнивания распределения энерговыделения в активной зоне.
По условиям размещения стержней в реакторе различают «сухие» и «мокрые» органы управления. При «сухом» размещении поглощающие стержни перемещаются в герметичных чехлах, препятствующих их контакту с теплоносителем. Чехлы чаще всего устанавливаются между технологическими каналами, хотя возможно их размещение и внутри каналов (вместо части удаляемых в этом случае твэлов). Верхние части чехлов герметизируются в силовой плите 6 крышки реактора, а их нижние концы центруются в гнездах нижней плиты 28. «Мокрое» размещение органов управления предполагает отсутствие каких бы то ни было чехлов. Стержни в этом случае размещаются непосредственно в среде теплоносителя.
Основными достоинствами «сухого» размещения являются; простота и высокая надежность привода для перемещения стержней; возможность замены стержней и привода без разгерметизации первого контура; отсутствие возникающих при «мокром» размещении проблем уплотнения в крышке реактора подвижных тяг органов управлений или применения сложных приводов, работающих в среде первого контура. Вместе с тем «сухие» органы управления обладают некоторыми недостатками: установленные в активной зоне чехлы непроизводительно поглощают нейтроны, экранировка поглощающих стержней чехлами ведет к снижению эффективности стержней и ухудшению условий их охлаждения*.

* При поглощении нейтронов стержни сильно разогреваются. Если не принять специальных мер к их охлаждению (уменьшение зазора между стержнем и чехлом, заполнение чехлов газом с высоким коэффициентом теплопроводности к т. д.), температура поглощающих стержней при работе реактора может превысить. 1000 °С. Опасность такого перегрева заключается в том, что при этом может возникнуть коробление стержней и заклинивание их в чехлах.

Для контроля за работой реактора используются различные внутриреакторные и внереакторные детекторы. Самыми распространенными из числа внутриреакторных детекторов являются термодатчики (термометры сопротивления и термопары), с помощью которых измеряют температуру теплоносителя на входе в реактор и выходе из него, а в некоторых случаях и на выходе из наиболее теплонапряженных технологических каналов.
В корпусе реактора могут размещаться также различные вспомогательные трубопроводы, например доходящая до днища вертикальная труба осушения реактора, через которую в случае необходимости можно выдавить теплоноситель, создав газовую подушку в верхней части реактора; патрубки системы автономного расхолаживания и другие системы.
Рассмотренная конструкционная схема водо-водяного реактора является типичной, но не единственно возможной. Так, наряду с однозаходными реакторами, где теплоноситель одновременно поступает во все технологические каналы (рис. 1.7), используются и многозаходные реакторы, в которых теплоноситель последовательно прокачивается через разные группы каналов. Например, в ЯППУ атомного судна «Саванна» был использован двухзаходный реактор, в котором теплоноситель вначале проходил через периферийные, а затем через центральные технологические каналы. Возможна и обратная последовательность прохода каналов. В последнее время предпочтение отдают однозаходным реакторам, более простым по конструкции и имеющим меньшее гидравлическое сопротивление, что облегчает развитие естественной циркуляции теплоносителя в первом контуре при аварийном отключении ЦНПК*.

* В данном случае рассматривается реактор, предназначенный для использования в составе четырехпетлевой ЯППУ.

Другим возможным конструкционным отличием от приведенной схемы является соосное расположение подводящего и отводящего патрубков по типу «труба в трубе», как это сделано в реакторе модернизированной ЯППУ ледокола «Ленин». Такое решение проблемы соединения реактора, ПГ и циркуляционного насоса первого контура позволило упростить установку, повысить ее надежность, снизить массу и уменьшить габаритные размеры.
Известно также большое число других инженерных решений, отличающих конструкционные схемы существующих реакторов от схемы, изображенной на рис. 1.7.

Схема циркуляции теплоносителя в реакторе.

Теплоноситель поступает в реактбр через подводящие патрубки 18, число которых равно числу петель ЯППУ. Через окна в обечайках невыемного экрана 24 теплоноситель попадает в кольцевой опускной участок 26 и движется по нему, омывая выемной 22 и невыемной 24 экраны. Одновременно небольшая часть теплоносителя опускается в кольцевых полостях между обечайками невыемного экрана и вдоль корпуса реактора. Циркуляция теплоносителя между обечайками выемного экрана осуществляется через сверления в наружной обечайке (показано на рисунке стрелками). Из опускного участка и кольцевых межобечаечных полостей теплоноситель поступает в напорную камеру 29 — пространство между днищем реактора и нижней плитой 28. Далее поток теплоносителя разделяется. Основная его масса проходит внутри параллельно включенных технологических каналов, а небольшая часть попадает в межканальное пространство через специальные сверления и зазоры лабиринтных уплотнений хвостовиков ТВС в гнездах нижней плиты. Соотношение расходов теплоносителя через каналы и через межканальное пространство обычно выбирается соответствующим уровню энерговыделения внутри технологических каналов * и вне их.

* Вода межканального пространства нагревается за счет торможения замедляющихся нейтронов, а также поглощения нейтронов и у-квантов. Кроме того,  эта вода отводит тепло от конструкционных элементов активной зоны, разогревающихся в результате поглощения нейтронов, и от кожуховых труб ТВС.

Двигаясь по ТВС вверх, теплоноситель охлаждает твэлы, нагреваясь при этом до температуры выхода. Пройдя затем внутреннюю полость подвески, он поступает через вертикальные окна в сборную камеру 13, называемую часто также камерой смешения. Восходящее движение теплоносителя в активной зоне обладает тем достоинством, что при аварийном отключении Ц-НПК переход к естественной циркуляции происходит без изменения направления движения теплоносителя в контуре, что уменьшает вероятность повреждения активной зоны в подобных аварийных режимах.
Кроме теплоносителя из технологических каналов в сборную камеру через лабиринтные уплотнения каналов в верхней плите поступает вода из межканального пространства. Потоки перемешиваются в сборной камере, и через отводящие патрубки теплоноситель подается в ПГ.
Поскольку герметизация корпуса реактора крышкой большого диаметра в условиях высокого давления и переменных температур представляет достаточно сложную инженерную задачу, в конструкции реактора обычно предусматривается устройство, исключающее резкие изменения температуры силовой плиты крышки при быстром увеличении или уменьшении температуры теплоносителя в сборной камере. В конструкции, представленной на рис. 1.7, роль такого демпфирующего устройства выполняет застойная зона, образованная плитой верхнего экрана 12 и силовой плитой 6 крышки реактора. Смена воды в застойной зоне осуществляется посредством естественной конвекции через сверления в верхнем экране.



 
« Федеральная программа США по ветроэнергетике   Экологические аспекты внедрения газотурбинных технологий в Башкирэнерго »
электрические сети