Конструкционные материалы АЭС - АЭС с канальными уран-графитовыми реакторами

На практике реализованы две разновидности этих установок: с ядерным перегревом пара и с выработкой насыщенного пара. Первая разновидность реактора использована на первом и втором блоках Беллоярской АЭС. Вторая разновидность реактора нашла воплощение в большой серии аппаратов РБМК-КОО. В настоящее время уже эксплуатируется первая АЭС с реактором единичной мощности 1500 МВт (эл.).
Канальные уран-графитовые реакторы обычно проектируются по одноконтурной схеме (рис. 1.5) с охлаждением кипящей водой и насыщенным паром. В технологических каналах, проходящих через графитовую кладку, происходит нагрев и кипение воды. Пароводяная смесь поступает в сепараторы. Насыщенный нар из сепаратора подается в турбину или на ядерный перегрев с последующей подачей в турбину. Это устройство на схеме не отражено. Оборудование между турбиной и сепаратором состоит из конденсатора, насоса, подогревателей и деаэратора. Котловая вода из сепаратора насосом первого контура вновь подается в технологические каналы.
В реакторах РБМК в активной зоне производится пароводяная смесь с паросодержанием 14,5 %, а турбина работает на насыщенном паре с температурой 280 С и давлением 6,5 МПа.
В реакторах БАЭС после ядерного перегрева пар имеет температуру 500° С и давление 9 МПа.
Реакторы канального типа не имеют прочного толстостенного стального корпуса. Реакторное пространство образуется плитами верхней и нижней металлоконструкций и цилиндрическим кожухом. Верхняя и нижняя металлоконструкции являются опорными для активной зоны и других узлов реактора. Кроме того, они выполняют вместе с боковым кожухом роль биологической защиты. Активная зона представляет собой графитовую кладку, пронизанную технологическими каналами и каналами СУЗ. Каждый технологический канал имеет трубопроводы подвода воды и отвода пароводяной смеси и соответствующую запорно-регулирующую арматуру.
Для того, чтобы получить представление о размерах отдельных деталей и узлов канальных реакторов, рассмотрим их на примере аппарата РБМК-1 000.
Графитовая кладка активной зоны цилиндрической формы помещена в стальную оболочку, находящуюся в бетонной шахте размером 21,6 X 21,6 X 25,5 м. Верхняя часть оболочки представляет собой цилиндрическую конструкцию диаметром 17 м и высотой 3м. Она изготовляется из двух круглых плит толщиной около 40 мм, сваренных по периметру с цилиндрической обечайкой. Между собой плиты дополнительно связаны ребрами жесткости. После сборки и сварки в плитах растачивают отверстия, повторяющие по расположению отверстия в графитовой кладке. В отверстия вваривают трубы (тракты) диаметром 88 мм для технологических каналов и каналов системы управления. Верхняя металлоконструкция воспринимает усилия от веса загруженных технологических каналов, плитного пастила, трубопроводов верхних коммуникаций реактора.

1. Нижняя металлоконструкция имеет форму барабана диаметром 14,5 м и высотой 2 м. Конструкция нагружена смонтированной на ней графитовой кладкой и трубопроводами нижних коммуникаций реактора.

Рис. 1.1. Схема АЭС с реактором ВВЭР:
1— реактор; 2 — паровой компенсатор объема; 3 — главные задвижки; 4 — насос 1-го контура; 5 — парогенератор; 6 — блок очистки; 7 — насос 2-го контура; 8 — деаэратор; 9 — турбина с генератором; 10 — конденсатор; 11 — конденсатный насос; 12 — подогреватели


Рис. 1.5.          Принципиальная      схема уран-графитного реактора РБМК:
1 — активная зона; 2 —технологический канал; 3 — сепаратор; 4 — турбогенератор; 5 — конденсатор; 6 — конденсатный насос; 7 — подогреватель; 8 — деаэратор; 9 — насос первого контура

Активная зона окружена водяной биологической защитой, размещенной в боковой металлоконструкции. Она выполнена в виде цилиндрического резервуара наружным диаметром 19 м и внутренним 16,6  м. Резервуар разделен на 16 вертикальных герметичных отсеков. Все металлоконструкции, образующие замкнутое пространство, герметичны по отношению к внешней среде. Между собой металлоконструкции уплотняются компенсирующими устройствами.
Технологический канал представляет собой трубную конструкцию. Корпус канала в средней части состоит из трубы наружным диаметром 88 мм и толщиной 4 мм, изготовляемой из циркониевого сплава. Верхняя и нижняя части технологических каналов изготавливаются из хромоникелевых труб разного диаметра. Соединение циркониевой и нержавеющих труб производится по специально разработанной технологии методом диффузионной сварки.
Отдельные металлоконструкции реакторов РБМК изготовляются на машиностроительных заводах, а затем укрупняются непосредственно на монтажных площадках АЭС. Реализация такой технологии обеспечивается применением хорошо свариваемой высококачественной стали в толщинах, допускающих сварку без последующей термической обработки.
Коммуникации реактора состоят из трубопроводов подачи воды и отвода пароводяной среды и пара. В состав коммуникаций, кроме того, входят коллекторы, арматура и другие устройства. Диаметр труб водяных коммуникаций равен 57 мм, толщина стенки 3,5 мм. Диаметр трубопроводов пароводяной смеси 76 мм, толщина стенки 4 мм. Имеются системы охлаждения СУЗ, отражатели, системы подвода и отсоса газовых защитных смесей и т. д. Общее число трубопроводов составляет несколько тысяч.
В каждую циркуляционную петлю входят также четыре центробежных насоса с обвязкой из трубопроводов диаметром 300, 800 и 1000 мм и система из 22 раздающих групповых коллекторов диаметром 300 мм.
АЭС на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. Все установки с натриевым теплоносителем (табл. 1.3) строятся по трехконтурной схеме с целью предотвратить возможное попадание активирующегося теплоносителя в пароводяную' смесь третьего контура и, следовательно, в турбину. В промежуточном контуре, так же как и в первом, используется натрий.
Большинство экспериментальных реакторов сравнительно небольшой мощности спроектировано по петлевой схеме (рис. 1.6). Петлевую компоновку имеет первый крупный натриевый реактор, построенный в СССР, БН-350. Отдельные узлы таких установок соединяются достаточно протяженными трубопроводами. Значительно более компактной является интегральная компоновка оборудования, примененная в аппаратах ВН-600, «Феникс», «Супер-Феникс». В них промежуточные теплообменники и насосы первого контура размещены в корпусе реактора.  ’                           

Таблица 1.3. АЭУ с натриевыми реакторами на быстрых нейтронах

* Станция, кроме того, вырабатывает 120·103 т пресной воды.
** Реактор на тепловых нейтронах.

Рис. 1.6. Принципиальная схема петлевого и интегрального типов АЭС на быстрых нейтронах (а — БН-350; б — БИ-600):
1— реактор; 2 —насос первого контура; 3 — теплообменник; 4 — насос второго контура; 5 — перегреватель; 6 — испаритель; 7 — питательный насос; 8 — конденсатор; 9 — турбина

Несмотря на различие в компоновке, схемы энергетических установок с натриевым теплоносителем в основном одинаковы и состоят из реактора, насосов, перекачивающих натрий первого и второго контура, теплообменников, парогенераторов, турбины, конденсатора, деаэратора и другого оборудования. Все петли снабжены запорной арматурой. Исключение составляет первый контур при интегральной компоновке, не имеющей арматуры. Характерной особенностью натриевых реакторов по сравнению с рассмотренными выше водо-водяными установками является существенно меньшее давление теплоносителя в первом и промежуточном контурах. Поэтому эти узлы представляют собой более тонкостенные конструкции, чем оборудование АЭС с водо-водяными реакторами.
Другой характерной особенностью является относительно высокая температура теплоносителя (до 600° С) на выходе из реактора. Большая теплоемкость и теплопроводность натрия определяет третью важнейшую особенность быстрых натриевых реакторов — возможность возникновения высоких термических напряжений.

Реактор.

Конструкции реакторов с натриевым теплоносителем в настоящее время в значительной степени индивидуальны. Наибольшее сходство имеют активные зоны. Активные зоны состоят из шестигранных топливных сборок и сборок зоны воспроизводства. Шестигранные пакеты крупных реакторов имеют размеры под ключ около 100 мм и толщину стенок 2—3 мм. Несколько сотен пакетов активной зоны и зоны воспроизводства устанавливаются в напорном коллекторе, откуда подается «холодный» натрий.
Корпуса реакторов энергетических установок петлевого типа имеют существенно меньшие габариты, чем корпуса реакторов с интегральной схемой компоновки. Например, корпус реактора установки БН-350 представляет собой сосуд переменного диаметра с максимальным размером 6 м, а корпус реактора БН-600 — цилиндрический бак диаметром 12,8 м.
Перепад температуры по теплоносителю первого контура в реакторе обычно составляет около 200° С. Для уменьшения температуры самого корпуса реактора предусматриваются специальные меры. Например, в установке БН-350 корпус охлаждается натрием, проходящим в зазоре между стенками самого корпуса и теплового экрана. Охлаждение имеет целью обеспечить температуру около 420° С при номинальной работе реактора. Температура корпуса в районе выходных патрубков составляет 375 °С. Нижняя часть корпуса представляет собой напорную камеру, в которую поступает по трубопроводам натрий от насосов.
Внутренняя поверхность корпуса и выходные патрубки имеют экраны для снижения термических напряжений при быстром изменении температуры теплоносителя. В верхней части реактора установлены поворотные пробки механизма перегрузки пакетов.
Корпус реактора установки БН-600, как это говорилось выше, имеет цилиндрическую форму, эллиптическое днище и коническую верхнюю часть. Цилиндрическая часть корпуса соединена с днищем через переходное опорное кольцо, на котором установлен опорный пояс коробчатого типа. На нем смонтировано основное оборудование первого контура реакторной установки (напорная камера с пакетами активной зоны, зоны воспроизводства, боковая защита, теплообменники и насосы первого контура).
Реактор имеет три насоса первого контура и шесть теплообменников. Соответственно в верхней части корпуса имеются отверстия под эти узлы. В центральной части крыши располагаются поворотная пробка и поворотная колонна, обеспечивающие наведение механизма перегрузки на пакеты. Стенки реактора принудительно охлаждаются «холодным» натрием из напорной камеры. Толщина стенок реакторов разных проектов находится в пределах от 30 до 50 мм.
Перегрузка топливных пакетов в реакторах осуществляется комплексом устройств, состоящих из двух вращающихся пробок, механизма перегрузки, двух элеваторов и механизма передачи поворотного типа. Вращением двух пробок достигается наведение механизма перегрузки на любое гнездо зоны и элеватора. Элеваторы представляют собой подъемники, в каретках которых имеются гнезда для установки пакетов. При движении каретки по наклонной направляющей пакеты перемещаются от механизма перегрузки к механизму передачи и обратно. Характерными конструкциями перегрузочных устройств являются узлы трения и детали, имеющие периодический контакт друг с другом. Перегрузка шестигранных сборок производится при температуре около 250 ° С. При этом элементы перегрузочных устройств могут контактировать с жидким натрием или аргоном с парами натрия.