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

Натриевые насосы - 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

Главные циркуляционные насосы, применяемые в первом и втором контурах реакторов БН, — это, как правило, центробежные вертикальные одноступенчатые насосы со свободным уровнем теплоносителя.
Циркуляционный насос первого контура реактора CRBRP
Рис. 12.10 Циркуляционный насос первого контура реактора CRBRP.
1 — выход потока; 2 -рабочее колесо; 3 — тепловая защита, 4 — вал, 5— корпус насоса; 6 — сферическая часть корпуса, 7 — уплотнительный конус, 8 — вход потока

На рис. 12.10 показана конструкция циркуляционного насоса первого контура реактора CRBRP. Над уровнем натрия в баке насоса размещена тепловая защита. Газовая полость насоса сообщается с газовой подушкой реактора.
Основными факторами, определяющими конструкцию натриевых насосов, являются следующие: тип реактора, для которого предназначен насос (петлевой или интегральный); место насоса в схеме АЭС (первый или второй контур) и в контуре (на холодном или горячем участке петли). Главными элементами конструкции насоса являются подшипники, узлы уплотнения, рабочее колесо и устройства для протечек теплоносителя.
Поскольку жидкий натрий — хороший проводник электрического тока, на реакторах БН можно использовать электромагнитные насосы. В качестве примеров такого решения можно привести реактор EBR-2 (второй контур), реактор SEFOR (первый контур) и реактор DFR (первый контур). Электромагнитные насосы не применяются для основных натриевых контуров реакторов большой мощности; главное их назначение — обеспечивать циркуляцию жидкометаллического теплоносителя во вспомогательных системах АЭС.
На основных натриевых контурах реактора с жидкометаллическим теплоносителем большой мощности используются только центробежные насосы. В настоящее время в США проводятся испытания насоса с дополнительной крыльчаткой, расположенной на входе в рабочее колесо и предназначенной для повышения давления в потоке теплоносителя (вопрос создания необходимого кавитационного запаса рассматривается ниже).

Расположение насосов в контуре

Если в реакторах бакового типа циркуляционные насосы первого контура, как правило, располагаются на холодном участке петли, для реакторов петлевого типа рассматриваются варианты размещения циркуляционных насосов на холодном или горячем участке. Что касается петель второго контура, то для поддержания высокого давления натрия в промежуточном теплообменнике (что в случае разгерметизации трубок исключает протечку натрия из первого, радиоактивного контура во второй) насосы располагаются на холодном участке петли. Кроме того, во втором контуре размещение насосов на горячем участке не дает тех преимуществ, которые достигаются в первом контуре.
Несмотря на очевидную выгоду, связанную с расположением насоса на холодном участке контура (пониженные рабочие температуры узлов уплотнений и подшипников), в некоторых проектах быстрых реакторов петлевого типа насосы первого контура размещены на горячем участке (SNR-300, SNR-2, FFTF, CRBRP), что диктуется требованиями по давлению на всасывающем участке насоса во всех возможных эксплуатационных и аварийных режимах [1]. Рассмотрим факторы, определяющие давление на всасывающем участке. Существует понятие кавитационного запаса, который определяется как разность абсолютного значения давления на входе в насос и давления паров перекачиваемой жидкости. Каждый насос определенной конструкции характеризуется критическим значением запаса по давлению, при котором начинается кавитация в жидкости. Минимально допустимый кавитационный запас на всасывающем участке насоса должен превышать критическое значение, его можно выразить следующим образом:

где Ρτ — давление на поверхности объема жидкости, из которого производится всасывание (для насоса реакторной установки — давление газа над поверхностью натрия); Рст — гидростатическое давление столба жидкости, определяемое разностью высотных отметок свободного уровня натрия и входного участка рабочего колеса насоса; ∆Ргидр перепад давления (гидравлические потери) на всасывающем участке контура; Рпар — давление паров жидкости на входе в насос.
Газовые полости насосов первого контура и реактора сообщаются между собой, поэтому давление Рг равно давлению газовой подутки реактора, которое больше атмосферного, что исключает попадание воздуха в бак реактора в случае аварийного разуплотнения. Высота гидростатического столба жидкости определяет длину вала насоса.
Давление паров натрия Рпар мало и при температуре горячего участка составляет примерно 1 кПа. В случае расположения насоса на горячем участке контура перепад давления на всасывающем участке складывается из гидравлических потерь по длине трубопровода и местных потерь на выходе из бака реактора и на входе в бак насоса. Если же насос расположен на холодном участке контура, к этому перепаду добавляются гидравлические потери на промежуточном теплообменнике, которые обычно составляют 50- 100 кПа.
Таким образом, чтобы повысить кавитационный запас насоса, расположенного на холодном участке, необходимо увеличить высоту гидростатического столба натрия (и соответственно длину вала насоса) или давление газа в реакторе (что повышает вероятность утечки радиоактивного газа из реактора).
Другим решением проблемы может быть разработка конструкции насоса, работоспособного при низких значениях кавитационного запаса. Трудности реализации этих решений заставляют разработчиков размещать насосы на горячем участке контура. С увеличением мощности АЭС значение минимально допустимого кавитационного запаса циркуляционных насосов возрастает, что усугубляет проблему.

В. ПРОМЕЖУТОЧНЫЕ ТЕПЛООБМЕННИКИ

Конструкции промежуточных теплообменников, применяемых для реакторов БН, в основном однотипны. На рис. 12.11 показаны теплообменники реактора бакового типа «Супер-Феникс» и реактора петлевого типа CRBRP.
Как правило, промежуточные теплообменники — кожухотрубные, вертикальные, противоточные, с прямыми трубками (за исключением теплообменника реактора с жидкометаллическим теплоносителем-350, имеющего U-образные трубки). Натрий второго контура обычно поступает в теплообменник в верхней его части, движется по опускной центральной трубе, затем разворачивается и поднимается вверх по трубкам. Натрий первого контура течет в межтрубном пространстве сверху вниз. Различие в конструкции теплообменников для петлевых и интегральных реакторов состоит в основном в устройстве входных и выходных натриевых участков. Крепление трубного пучка выполняется с учетом возможных градиентов температурных расширений трубок и корпуса теплообменника. Нижняя трубная доска крепится только к трубкам, что дает возможность ее свободного перемещения. Теплообменные трубки приварены к верхней трубной доске. В теплообменнике реактора CRBRP для компенсации разницы температурных расширений опускной трубы и трубного пучка в верхней части опускной трубы предусмотрены сильфоны. Другой способ компенсации температурных расширений, применяемый, например, на реакторе FFTF, состоит в использовании изогнутых трубок.

Промежуточные теплообменники реакторов бакового типа
Рис. 12.11. Промежуточные теплообменники реакторов бакового типа «Супер-Феникс»
(а) и петлевого типа CRBRP (б)
1 — выход натрия второго контура; 2 — вход натрия второго контура, 3 — верхняя защитная крышка бака первого контура; 4 — тепловая изоляция; 5 — вход натрия первого контура; 6 — внутрибаковая перегородка — тепловой барьер, 7 — выход натрия первого контура; 8 — сильфонное уплотнение байпасного канала натрия первою контура; 9 — направляющая пластина; 10 — обечайка подвесного крепления теплообменника, 11 — сильфонные компенсаторы расширения опускной трубы; 12 — верхняя трубная доска, 13- распределительные цилиндрические перегородки, 14- кожух; 15 — опускная труба, 16 — корпус, 17 —трубки, 18 — нижняя трубная лоска
В теплообменниках реакторов PFR и CDFR используются трубки синусоидальной формы. Каждый из восьми теплообменников реактора «Супер-Феникс» включает 5380 трубок длиной 6,5 м с наружным диаметром 14 мм и толщиной стенки 1 мм. Для перекрытия проходного сечения трубок, в которых обнаружена течь, предусмотрено специальное дистанционно управляемое устройство.
В качестве конструкционного материала промежуточных теплообменников обычно используется нержавеющая сталь.



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