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

Вспомогательные системы - 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

Кроме основного оборудования, о котором говорилось выше, в обеспечении работоспособности АЭС участвует большое количество вспомогательных систем. К ним относятся, например, системы обогрева и вентиляции, которые проектируются независимо от типа реактора (единственным ограничением применительно к реакторам БН является недопустимость размещения водяных систем в непосредственной близости от натриевых контуров). Ниже дается описание некоторых вспомогательных систем, применяемых только на установках с быстрыми реакторами.
Рассматриваются три основные категории вспомогательных систем АЭС с реакторами БН:

  1. газовые системы (системы инертного газа, используемого в качестве защитной среды в натриевых контурах);
  2. системы обогрева контуров (необходимые для поддержания натрия в расплавленном состоянии, когда мощность реактора мала);
  3. системы очистки натрия от примесей (разрабатываемые специально для реакторов БН).

А. ГАЗОВЫЕ СИСТЕМЫ

Пространство над уровнем натрия в контурах реакторов БН (в баке реактора, главных циркуляционных насосах и промежуточных теплообменниках) должно быть заполнено инертным газом. В целях пожарной безопасности предусматривается заполнение инертным газом всех помещений, где расположено натриевое оборудование. Разумеется, защитный газ должен быть инертным прежде всего по отношению к натрию. Этому требованию удовлетворяет азот, который сравнительно дешев и доступен. Азот широко применяется для заполнения боксов, в которых размещаются натриевые контуры. Однако азот нельзя использовать при высоких температурах (выше 400 °С), поскольку при этом происходит азотирование стальных элементов конструкции. В связи с этим в качестве инертного газа для заполнения натриевых контуров и помещений систем перегрузки современных реакторов БН используют аргон. Кроме того, исследуется возможность применения гелия. Рассмотрим основные особенности газовых систем, используемых на АЭС с быстрыми реакторами.

Системы инертного газа для заполнения натриевых контуров

Для создания инертной атмосферы в натриевых контурах полости над уровнем натрия заполняются аргоном. Предусматривается очистка аргона от натриевых и масляных паров. Аргон содержится в емкостях-хранилищах, подача его в натриевые контуры осуществляется с помощью газодувок, а в случае проведения ремонтных операций проводится замена радиоактивного газа в контуре чистым. Необходимым условием нормальной работы газовой системы является очистка радиоактивного аргона первого контура от криптона и ксенона, которая наиболее эффективно осуществляется с помощью древесноугольных фильтров с криогенным дистиллятором. Кроме того, за счет выдержки в специальных емкостях снижается активность присутствующих в газе короткоживущих нуклидов.

Азотные системы

Азот обычно используется для заполнения боксов, в которых размещается оборудование натриевых контуров. Поддержание постоянного давления в боксах осуществляется с помощью приточно-вытяжной вентиляции, которая одновременно служит для продувки и очистки атмосферы боксов от примесей кислорода и водяных паров. Азотом заполняются емкости аварийного сброса давления парогенераторов (в случае взаимодействия натрия с водой). Азот используется в системах отмывки оборудования, а также для управления арматурой, расположенной в боксах с инертной атмосферой. Для очистки азота от радиоактивных примесей обычно применяют те же методы, что и для очистки аргона, однако производительность системы очистки азота рассчитывается на больший объем газа. Азотная система заполнения боксов используется при испытаниях внутренним давлением защитной облочки реактора.

Б. СИСТЕМА ОБОГРЕВА НАТРИЕВЫХ КОНТУРОВ

Температура плавления натрия равна 98 °С, поэтому для поддержания его в жидком состоянии при малой мощности реактора необходимо обеспечить обогрев натриевых контуров. Обычно для этой цели применяют электрические нагреватели. На рис. 12.27 показано устройство системы электрообогрева натриевого трубопровода. В качестве нагревателей используются хромоникелевые элементы с изоляцией из магнезии, заключенные в оболочку из нержавеющей стали и закрытые толстым слоем тепловой изоляции.

Рис. 12. 27. Конструкция электрообогрева и теплоизоляция трубопровода:
1 — слои тепловой изоляции; 2 — наружный кожух; 3 — внутренний кожух; 4 — обогреваемый трубопровод; 5 — нагреватель; 6 — пластина с выводами электронагревателей; 7 — горизонтальная плоскость, 8 — ось установки термопары для трубопроводов диаметром 4 и 6 дюймов; 9 —ось установки термопары для трубопроводов диаметром 1, 2 и 3 дюйма; 10 — тепловая изоляция, 11 —соединение «внахлест»; 12 — внутренний кожух из листовой нержавеющей стали 304, 13 — наружный кожух из листовой нержавеющей стали 304; 14 — нагреватели
Мощность поверхности, равной 10—20 кВт/м*.
Для разогрева контуров, заполненных натрием, в период пусконаладочных работ на реакторе требуется мощность электронагревателей до 10 МВт. Когда включаются циркуляционные насосы первого и второго контуров, температура натрия повышается за счет преобразования механической энергии вращающихся частей насосов в тепловую.

В. ОЧИСТКА НАТРИЯ ОТ ПРИМЕСЕЙ


Система очистки предназначена для удаления из натрия химических и радиоактивных примесей. Как указывалось в гл. 11, отдельные элементы, содержащиеся в материалах активной зоны, растворяются в натрии в нормальных эксплуатационных режимах. Ниже перечислены химические элементы, выводимые из натрия с помощью системы очистки:

Для удаления этих примесей используются холодные фильтры-ловушки, устанавливаемые на байпасе основных натриевых трубопроводов. Холодные ловушки улавливают примеси в процессе кристаллизации при температуре около 150 °С, которая значительно ниже температуры натрия в основном контуре. На рис. 12.28 показана типичная конструкция холодной ловушки, применяемой для очистки натрия. Кристаллизация окислов натрия происходит на участке фильтра, состоящего из плотно уложенной проволочной сетки. После закупоривания фильтр может быть удален и заменен новым.

конструкция холодного фильтра-ловушки
Рис. 12. 28. Типичная конструкция холодного фильтра-ловушки, применяемого на натриевых системах;
1— фильтр. 2— выход охлаждающего воздуха, 3—выход из фильтра; 4 — рекуператор; 5 — выход натрия; 6 — вход натрия; 7 — вход в фильтр, 8—полость выходящего воздуха, 9—плотная упаковка из проволочной сетки; 10 — кожух воздуховода, 11 — область низкой температуры, где происходит улавливание примесей, 12 — вход охлаждающею воздуха
Для обеспечения требуемого температурного режима в холодной ловушке предусмотрен рекуператор. Натрий, поступающий в ловушку из основного контура, должен быть охлажден до температуры, при которой происходит кристаллизация примесей, а выходящий из ловушки очищенный теплоноситель должен быть разогрет до начальной температуры.
Рекуператор представляет собой противоточный теплообменник типа «труба в трубе», в котором оба эти процесса происходят одновременно за счет отдачи тепла от горячего
натрия, поступающего во внутреннюю трубку, к очищенному натрию, движущемуся в кольцевом зазоре между внутренней и наружной трубками. Наличие рекуператора исключает необходимость в дополнительных нагревательных и охлаждающих системах большой мощности.

ВОПРОСЫ ДЛЯ ПОВТОРЕНИЯ

  1. а) Перечислите основные достоинства петлевого и бакового типов реакторов.

б) Какой тип реактора, по данным табл. 12.1, обладает существенным преимуществом?

  1. Расскажите, чем отличаются друг от друга следующие схемы парогенераторов: прямоточная (схема Бенсона), прямоточная с сепаратором влаги (схема Зульцера) и схема с рециркуляцией пароводяной смеси. Какие существуют доводы в пользу парогенераторов насыщенного пара для АЭС с реакторами БН?
  2. Объясните, какую роль в конструкции на рис. 12.8 выполняют газовая прослойка в кольцевом зазоре и два различных уровня натрия.
  3. а) Изобразите схемы реактора петлевого типа с расположением главного циркуляционного насоса на горячем или на холодном участке и определите точки на схемах, которым соответствуют величины, входящие в уравнение для ∆РВС (§ 12.3).

б)            Почему сумма Рг + Рст должна быть больше в случае расположения главного циркуляционного насоса на холодной ветви контура?
в)   Можно ли по данным табл. 12.1 сделать вывод о преимущественном использовании того или иного варианта расположения насосов в контуре?

  1. а) По промежуточному теплообменнику:

где обычно течет натрий первого контура: в трубках или в межтрубном пространстве, и чем определяется выбор конструкции промежуточного теплообменника?
как компенсируется разница температурных расширений теплообменных трубок и кожуха?
б) По парогенератору:
какой теплоноситель течет в трубках: натрий или вода, и почему? как компенсируются различные температурные расширения трубок и кожуха?
какие материалы используются для парогенераторов реакторов БН? чем опасен разрыв трубок парогенератора?
как осуществляется защита контура от повышения давления при взаимодействии натрия с водой?

  1. Назовите основные причины, по которым нейтронная защита имеет для реакторов БН большее значение, чем для тепловых реакторов. Перечислите наиболее важные проблемы, связанные с разработкой защиты для двух типов реакторов БН: бакового и петлевого.
  2. а) Почему в реакторах БН перегрузка ТВС проводится при закрытом баке, в то время как в тепловых верхняя крышка может быть снята?

б) Перечислите операции по транспортировке топлива, предусмотренные в проекте реактора с жидкометаллическим теплоносителем, выполненном «Атомикс интернейшнл».

  1. а) Каким образом оператор получает сигнал о разгерметизации оболочки твэлов?

б)            Как обнаруживается течь натрия?
в)            Как измеряется уровень натрия в емкостях?

  1. Каково назначение холодной ловушки, как она работает?


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