Стартовая >> Архив >> Генерация >> Реакторы-размножители на быстрых нейтронах

Основное оборудование теплоотводящих контуров реакторов - Реакторы-размножители на быстрых нейтронах

Оглавление
Реакторы-размножители на быстрых нейтронах
Воспроизводство и роль быстрых реакторов-размножителей
Физические принципы воспроизводства
Роль воспроизводства в оценках энергетических ресурсов
Программы исследования быстрых реакторов
Принципы конструирования
Механическая конструкция и система теплопередачи
Выбор материалов и параметров активной зоны
Экономический анализ
Обращение с топливом
Выгорание топлива
Уравнения выгорания
Время удвоения
Численные результаты анализа топливного цикла реактора с жидкометаллическим теплоносителем
Конструкции твэла и сборки
Перестройка топлива
Выделение газа из топлива и длина газовой полости
Критерий повреждаемости и анализ прочности твэла
Конструкция тепловыделяющей сборки
Другие сборки
Поведение совокупности сборок
Факторы перегрева
Материалы активной зоны
Топливо на основе урана
Топливо, содержащее торий
Общее сравнение топлива
Оболочка и чехол
Материалы оболочки
Теплоноситель
Совместимость с оболочкой
Сравнение различных теплоносителей
Органы управления
Основное оборудование теплоотводящих контуров реакторов
Регулирование параметров технологической схемы АЭС
Основное оборудование натриевых контуров
Натриевые насосы
Парогенераторы
Нейтронная защита
Защита оборудования теплоотводящих контуров в реакторе петлевого типа
Система транспортировки тепловыделяющих сборок
Измерительные системы
Контроль герметичности оболочек твэлов, течей
Вспомогательные системы
Общие вопросы безопасности реакторов БН
Многоступенчатая защита как концепция безопасности
Развитие методов исследования аварийных режимов
Оценка риска и методы исследования аварийных режимов
Контролируемые переходные процессы
ффективность системы аварийной защиты АЭС
Некоторые параметры, характеризующие состояние реактора в аварийных режимах
Вопросы надежности
Надежность системы аварийного расхолаживания реактора
Распространение локальных повреждений твэлов
Переходные процессы в объеме активной зоны
Другие аварийные режимы
Неконтролируемые аварийные режимы
Уравнения сохранения
Аварийные режимы с повышением мощности реактора
Разрушение твэлов
Прочие факторы
Аварийный режим с ухудшением условий теплоотвода
Неконтролируемый аварийный режим, связанный с прекращением циркуляции теплоносителя
Нарушение герметичности трубопроводов
Переходная стадия
Переходная стадия - расчет
Разрушение активной зоны
Защитная оболочка
Процесс расширения топлива
Взаимодействие расплавленного топлива с теплоносителем
Взрыв паров
Деформация элементов конструкции реактора
Охлаждение реактора после аварии
Аварийная разгерметизация бака реактора
Натриевые пожары
Конструкции защитных оболочек и локализующих систем
Конструкция быстрых реакторов с газовым охлаждением
Системы реактора
Конструкция активной зоны
Конструкция твэла
Безопасность газоохлаждаемых быстрых реакторов
Контролируемые аварии
Неконтролируемые аварии
Защитное окружение быстрых реакторов с газовым охлаждением
Сравнение гомогенного и гетерогенного проектных вариантов быстрого реактора CRBRP
Ядерная энергетика и быстрые реакторы

Глава 12
ОСНОВНОЕ ОБОРУДОВАНИЕ ТЕПЛООТВОДЯЩИХ КОНТУРОВ РЕАКТОРОВ БН

12.1. ВВОДНЫЕ ЗАМЕЧАНИЯ

Основным назначением быстрого реактора-размножителя является выработка электрической энергии. Осуществляется это за счет тепла, которое образуется в ядерной реакции деления и передается в пароводяной контур для приведения во вращение турбогенератора. В данной главе рассматривается оборудование теплоотводящих контуров реакторов БН. Глава начинается с описания систем теплоотвода, которые включают в себя первый и второй натриевые контуры и пароводяной контур. Затем более подробно рассматриваются характеристики основного оборудования: бака реактора, циркуляционных натриевых насосов, промежуточных теплообменников и парогенераторов1. Последние четыре параграфа посвящены защите реакторов БН, транспортировке топлива, приборам контроля технологических параметров, а также вспомогательным системам.
Хотя вопросам разработки оборудования быстрых реакторов в данной книге посвящена лишь одна глава, значение их чрезвычайно велико. Создание надежного, безопасного и достаточно дешевого оборудования в значительной степени определяет возможность промышленного освоения реакторов БН.

ТЕПЛООТВОДЯЩИЕ КОНТУРЫ

А. ТЕХНОЛОГИЧЕСКАЯ СХЕМА АЭС С РЕАКТОРОМ БН

Система теплоотвода реактора с жидкометаллическим теплоносителем включает первый и второй (промежуточный) натриевые контуры, а также пароводяной контур. Наличие промежуточного контура обусловлено спецификой быстрых реакторов с жидкометаллическим теплоносителем.
Его назначение — исключить возможность взаимодействия радиоактивного натрия первого контура (активность которого определяется в основном изотопом 24Na, имеющим период полураспада 15 ч) с водой третьего контура. Основное оборудование натриевых контуров: реактор, главные циркуляционные насосы, промежуточные теплообменники и парогенераторы.

Петлевая и баковая конструкции реакторов БН

Как показано в гл. 2, используются два варианта компоновки оборудования первого контура реакторов БН: баковый (или интегральный) и петлевой. В баковом варианте весь первый контур, т. е. реактор, главные циркуляционные насосы и промежуточные теплообменники, размещается в общем баке, заполненном натрием. Во втором, петлевом, варианте циркуляционные насосы и промежуточные теплообменники расположены в отдельных боксах вне бака реактора и соединяются с ним системой трубопроводов.
На рис. 12.1 приведены принципиальные технологические схемы для обоих типов реакторов, а в табл. 12.1 —характеристики систем теплоотвода АЭС с реакторами БН.
Почти во всех экспериментальных быстрых реакторах (FFTF, БОР-60, «Рапсодия», JOYO, KNK-2, «Энрико Ферми», DFR, FBTR, РЕС) использована петлевая компоновка первого контура. Исключение составляет реактор EBR-2, который был разработан как баковый.

Риг. 12 1. Принципиальная технологическая схема АЭС с реактором БН петлевого (а) и бакового (б) типов:
1— бак реактора; 2 — насос первого контура; 3 — промежуточный теплообменник; 4 — насос второю контура; 5 — парогенератор; 6 — пароводяной контур; 7 —турбина; 8 —бак первого контура; 9—активная зона; ■—натрий первого контура;
□—натрий второго контура

1 Этому вопросу посвящена статья А. К. Агравала и М. Хатиб-Рагбара «Моделирование динамических характеристик теплоотводящих контуров реакторов БН». Atomic Energy Review, 1980, v. 18, № 2, опубликованная после того, как наша книга была подготовлена к печати.

Таблица 12.1. Основные характеристики АЭС с быстрыми реакторами большой мощности

* Часть тепловой мощности подается на опреснительную установку

Термин «петлевой» означает, что система теплоотвода состоит из независимых параллельных петель, каждая из которых передает определенную долю тепловой мощности от реактора к турбогенератору.
Во втором контуре используется петлевое расположение оборудования, причем число петель второго контура обычно соответствует количеству циркуляционных насосов первого контура. Число параллельных петель в зависимости от мощности реактора бывает различным (чаще всего три или четыре). На рис. 12.1 в обоих вариантах условно показана одна петля. Так, реактор бакового типа «Супер-Феникс» имеет четыре насоса и восемь теплообменников в первом контуре и соответственно четыре теплоотводящих петли второго контура (рис. 12.2).
Каждый из двух типов реакторов имеет свои преимущества. Так, в реакторе бакового типа разгерметизация оборудования или трубопроводов первого контура менее опасна, поскольку не приводит к утечке натрия из системы. Масса натрия в нем значительно больше, чем в реакторе петлевого типа, что обеспечивает большую тепловую инерционность первого контура.
разрез реактора «Супер-Феникс»
Рис. 12.2. Горизонтальный разрез реактора «Супер-Феникс», имеющего четыре теплоотводящие петли, четыре циркуляционных насоса первого контура и восемь промежуточных теплообменников·
1 — помещение парогенераторов; 2 — парогенератор; 3 — установка по переработке жидких отходов; 4 — барабан хранилище ТВС, 5 — насос первого контура; 6 — промежуточный теплообменник; 7 — помещение вспомогательных систем реактора, 8 — трубопроводы второго контура; 9 — насос второго контура; 10 — система удаления водорода
Благодаря этому сглаживаются резкие колебания температур теплоносителя и элементов оборудования в переходных аварийных режимах. Как правило, газовая система в реакторах бакового типа менее сложная, поскольку свободная поверхность натрия в них меньше.
Назовем также наиболее важные преимущества реакторов БН петлевого типа. Благодаря размещению основного оборудования в отдельных боксах упрощается его обслуживание и ремонт, легче решаются вопросы модернизации оборудования, а также защиты натрия второго контура от излучения. Конструкция реакторного бака и особенно верхней крышки в реакторе петлевого типа проще благодаря меньшим габаритам бака. Поскольку в реакторе петлевого типа промежуточный теплообменник можно расположить гораздо выше активной зоны, то это создает условия для надежной естественной циркуляции теплоносителя в первом контуре. Кроме того, из-за меньшего объема натрия в первом контуре в какой-то мере упрощается регулирование параметров АЭС в переходных режимах с изменением мощности.

Конструкции теплообменного оборудования

Важным фактором, характеризующим технологическую схему АЭС с реактором БН (см. рис. 12.1), является относительное расположение оборудования по высоте. Основное оборудование натриевых контуров располагается таким образом, что промежуточный теплообменник находится выше активной зоны, а парогенератор — выше промежуточного теплообменника. Это создает условия для естественной циркуляция натрия, за счет которой осуществляется отвод тепла от активной зоны в случае аварийной остановки циркуляционных насосов.
Обычно температура натрия на входе в реактор БН равна 400 °С, а на выходе — 550 °С, Такие же температуры, если пренебречь незначительными тепловыми потерями, будет иметь натрий первого контура в промежуточном теплообменнике.
Промежуточные теплообменники, как правило, проектируются по противоточной схеме, при этом средний температурный напор между натрием первого и второго контура составляет 30—40 °С. Практически на всех реакторах БН (за исключением PFR) натрий второго контура течет в трубках теплообменника, что облегчает задачу удаления продуктов взаимодействия натрия с водой в случае течи в парогенераторе. В целях предотвращения попадания радиоактивного натрия во второй контур при аварийном разрыве трубок теплообменника давление со стороны второго контура должно быть больше, чем давление натрия первого контура. Это условие реализуется проще в том случае, если теплоноситель второго контура течет внутри трубок.
Парогенераторы, используемые на реакторах БН, можно разделить на интегральные и секционные1. В интегральном парогенераторе влажный пар из испарителя попадает непосредственно в перегреватель, сепарация влаги не производится. В большинстве случаев испаритель и перегреватель интегрального парогенератора размещаются в общем корпусе, как, например, на реакторе «Супер-Феникс».

1 Если парогенератор состоит из нескольких параллельно включенных одинаковых модулей испарителя или перегревателя, он называется модульным (например, парогенератор реактора «Феникс»). Следует заметить, что разделение парогенераторов на интегральные и секционные является достаточно условным. Вероятно, по мере разработок новых конструкций теплообменного оборудования используемая терминология будет изменяться.

Однако в некоторых парогенераторах, например на АЭС с реактором БН-350, пароперегреватель и испаритель расположены в отдельных корпусах. Секционные парогенераторы включают в себя отдельные секции испарителя и перегревателя, причем пар перед поступлением в перегреватель проходит через сепарационное устройство (паровой барабан-сепаратор пара или сепаратор влаги). Иногда сепарационное устройство может быть размешено внутри секции испарителя. В некоторых случаях пар от нескольких секций испарителя подается к одному перегревателю.
Обычно парогенераторы проектируются так, что вода и пар движутся в трубках, а натрий — в межтрубном пространстве. Поскольку давление в пароводяном контуре выше, чем в натриевом, в случае появления межконтурной неплотности в парогенераторе натрий не попадает в пароводяной объем. Благодаря этому уменьшается опасность загрязнения турбины окислами натрия.

Б. ПАРОВОДЯНОЙ ЦИКЛ

Высокая температура натриевого теплоносителя в реакторах БН позволяет использовать цикл с перегревом пара, имеющий КПД 40 % и выше, т. е. на уровне показателей современных тепловых электростанций на органическом топливе. Для сравнения следует отметить, что КПД станций с ЛВР составляет примерно 32 %. Изучаются возможности использования для реакторов БН цикла на насыщенном паре (как в ЛВР), что при некотором снижении КПД позволило бы повысить надежность оборудования АЭС. Однако в настоящее время на всех строящихся и работающих АЭС с реакторами БН используется цикл на перегретом паре.
Тепловые схемы парогенераторов, применяемые на АЭС
Рис. 12.3. Тепловые схемы парогенераторов, применяемые на АЭС с реакторами БН:
а— прямоточный парогенератор с перегревом пара, выполненный по схеме Бенсона, б —то же, схема Зульцера, в — парогенератор с рециркуляцией и перегревом пара; г — парогенератор насыщенного пара, 1 - испаритель и перегреватель в общем корпусе; 2 — подогреватель питательной воды, 3 — испаритель; 4 — перегреватель; 5 — сепаратор влаги, 6 — паровой барабан
На рис. 12.3 представлены четыре варианта тепловых схем парогенераторов. Во всех вариантах используется классический цикл Ренкина. Показаны два типа парогенераторов — прямоточные и с многократной циркуляцией воды. В свою очередь прямоточные парогенераторы можно разделить на два вида в зависимости от наличия сепаратора влаги, включенного на входе в перегреватель. Парогенератор без сепаратора (выполненный по так называемой схеме Бенсона) состоит из испарителя и перегревателя, заключенных в один корпус. В парогенераторе, сконструированном по схеме Зульцера, между испарителем и перегревателем, расположенными в отдельных корпусах, включен сепаратор влаги. 

На реакторе SNR-300 установлены парогенераторы с сепараторами, благодаря чему паросодержание пароводяной смеси на входе в перегреватель достигает 95 %, в то время как в парогенераторе реактора CRBRP с рециркуляцией воды и перегревом пара паросодержание смеси на выходе из испарителя значительно меньше (50 %). На рис. 12.3 сепаратор влаги и паровой барабан показаны как отдельные элементы тепловой схемы, однако они могут быть встроенными в испаритель.



 
« Расчетная обеспеченность работы гидроэлектростанции   Режим системы охлаждения генераторов на теплофикационных энергоблоках 250 МВт »
электрические сети