Стартовая >> Книги >> Оборудование >> Опыт разработки быстрых газовых реакторов в России

Реактор большой единичной мощности с гелиевым теплоносителем - Опыт разработки быстрых газовых реакторов в России

Оглавление
Опыт разработки быстрых газовых реакторов в России
Описание концептуальных решений при разработке реакторов
Реактор с «плутониевой» активной зоной
Реактор с мультимодульной активной зоной
Реактор большой единичной мощности с гелиевым теплоносителем
Опыт разработки БГР с газовым теплоносителем
Возможность использования карбидного и нитридного топлива
БГР-300
Обоснование нейтронно-физических характеристик БГР-300
Заключение, литература
  1. Реактор большой единичной мощности с гелиевым теплоносителем с активной зоной на основе смешанного плутоний - уранового топлива

На основе концепции активной зоны большого объема из смеси плутония и обедненного урана был разработан реактор тепловой мощностью порядка 2000 МВт.
При разработке такого бридера /5,8,9/ размеры активной зоны выбирались, исходя из требуемой мощности блока АЭС. При мощности 1000-1200 МВт(э) объем активной зоны составляет около 2000 л. Топливная загрузка состоит из смеси соединений плутония и урана (смешанное топливо) с концентрацией плутония около 15%. Благодаря большим размерам активной зоны удельная загрузка плутония в таких реакторах невелика (0,4-0,5 кг/л), что обеспечивает время удвоения около 5 лет даже при умеренной энергонапряженности 700-800 кВт/л и реалистическом выгорания 10% тяжелых ядер. Указанная энергонапряженность активной зоны может быть получена при освоенном в ядерной энергетике давлении около 16,0 МПа, а относительно умеренная глубина выгорания обеспечивает возможность создания герметичных твэлов.
Низкое значение удельной загрузки плутония снижает требование к начальным вложениям плутония в топливный цикл. Кроме того, реактор больших размеров характеризуется относительно небольшой загрузкой урана в зоне воспроизводства, что снижает стоимость топливного цикла, поскольку уменьшает объем химической переработки и изготовления топлива.
Рассматривалось размещение такого реактора в стальном и в железобетонном корпусе, но предпочтение отдавалось последнему. Известно, что железобетонные корпуса обладают рядом положительных качеств. Во-первых, железобетонный корпус позволяет использовать интегральную компоновку оборудования контура теплоносителя. Во-вторых, предполагалось, что практически невозможно такое разрушение корпуса, которое привело бы к быстрой потери теплоносителя. В- третьих, возможность сооружения корпуса непосредственно на строительной площадке снижает ограничения единичной мощности энергоблока АЭС.
Проработка реактора в стальном корпусе показала возможность достижения мощности единичного блока около 1200 МВт(э). Считалось, что такая мощность блока может обеспечить удовлетворительные экономические показатели.
В реакторе большой единичной мощности /5,8,9/ существенным ограничением является получение высокой удельной теплонапряженности активной зоны из-за большого расхода мощности на прокачку теплоносителя.
Интенсифицировать теплосъем в этом случае удается за счет более высокого давления газа в корпусе, либо путем уплощения активной зоны, что позволяет снизить гидравлические потери. Уплощение несколько ухудшает нейтронно­физические характеристики, однако выигрыш от увеличения удельной объемной мощности оказывается более существенным, что приводит к уменьшению времени удвоения.
Нейтронно-физические исследования показали, что характеристики воспроизводства газоохлаждаемых быстрых реакторов менее чувствительны к доле топлива в активной зоне по сравнению с реакторами, охлаждаемыми жидкими металлами. Для коэффициента воспроизводства в газоохлаждаемых реакторах имеет место оптимальное значение доли топлива в районе 0,4.
В пределах концепции большой активной зоны с уран-плутониевым топливом были рассмотрены два принципиально различных технических решения для конструкции активной зоны:
- традиционная активная зона со стержневыми твэлами и стальными оболочками;

  1. активная зона на основе микротвэлов, непосредственно охлаждаемых теплоносителем в ТВС с поперечным течением теплоносителя.
  2.  
  3. Активная зона со стержневыми твэлами

Стержневой твэл круглого сечения имел металлическую оболочку из сплава типа нимоник: 54%Fe, 40%Ni, 5%Мо, l%TiC02 диаметром 7,0 мм с толщиной оболочки 0,3-0,4 мм. Топливо представляло собой спеченные таблетки из различных соединений (диоксид, карбид, нитрид) плутония и обедненного урана (смешанное топливо). Наружный диаметр таблетки около 6 мм, внутренний диаметр - 2,5 мм. Обогащение топлива по плутонию 15-5-20%. Высота активной части твэла около 1000 мм. В той же оболочке сверху и снизу от активной части расположены таблетки ТЗВ, состоящие из соединений обедненного урана. Высота ТЗВ составляет около 500 мм.
Между оболочкой и сердечником предусматривался зазор ~ 0,05 мм для разгрузки оболочки от механического воздействия распухающего сердечника. Свободный объем в твэле заполнен гелием. Дистанционирование элементов производится с помощью проволоки, навитой на оболочку, или ребер, выполненных заодно с оболочкой.
С целью обеспечения целостности оболочки при глубоком выгорании рассматривалось два основных варианта разгрузки ее от давления газообразных продуктов деления.

  1. Один вариант заключался в создании специального канала для вывода продуктов деления из твэла через фильтры, с последующим сбросом их в специальные емкости.
  2. Другой вариант предусматривал создание в холодной части твэла газовой полости для сбора газообразных продуктов деления.

Конструктивная схема стержневого твэла быстрого газового реактора представлена на рисунке 9 /10/.
При использовании традиционной активной зоны со стержневыми твэлами, ограничивающим фактором является температура стальных оболочек твэлов. В свою очередь, это ограничивает величину подогрева теплоносителя. Для обеспечения приемлемых гидравлических потерь на прокачку теплоносителя необходимо применять активную зону с большим уплощением (D/H= 2 - 3).
Для реактора со стержневыми твэлами типичными размерами являются высота активной зоны около 1 м и диаметр активной зоны около 3 м, то есть диаметр реактора вместе с БЗВ около 5 м.
Для газоохлаждаемого бридера со стержневыми твэлами предлагалось использование корпуса из предварительно напряженного железобетона (ПНЖБ) прежде всего по требованиям безопасности, так как большая разгерметизация такого корпуса исключалась в принципе. На рисунке 10 приводится схема размещения реактора и основного оборудования контура теплоносителя в корпусе из ПНЖБ.
схема стержневого твэла круглого сечения
Рисунок 9. Конструктивная схема стержневого твэла круглого сечения для реактора большой мощности (размеры приведены в мм)

Схема интегральной компоновки быстрого газоохлаждаемого реактора
Рисунок 10. Схема интегральной компоновки быстрого газоохлаждаемого реактора и основного оборудования контура теплоносителя в ПНЖБ
При использовании в реакторе стержневых твэлов температура гелия на выходе из реактора не превышает 650 °С 19/. Это обуславливает использование для АЭС двухконтурной установки с паровой турбиной, принципиальная схема которой приведена на рисунке 11.
Основные характеристики БГР большой единичной мощности с активной зоной, разбавленной ураном-238 и стержневыми твэлами, приведены в таблице 3.
схема двухконтурной установки с большим реактором
Рисунок 11. Принципиальная схема двухконтурной установки с большим реактором со стержневыми твэлами (с паровой турбиной)

Таблица 3. Основные характеристики БГР большой единичной мощности с активной зоной, разбавленной ураном-238


Наименование параметра

Размерность

Величина

Тепловая мощность реактора

МВт

2500 - 3000

Давление гелия

МПа

15-20

Температура гелия вход/ выход

°С

350/650

Расход гелия

кг/с

1600

Загрузка Ри-239

кг

1400

Глубина выгорания

%

10

Кампания топлива

сутки

250

Коэффициент воспроизводства

-

1,6

Время удвоения при выдержке 0,5 года

лет

5

Средняя напряженность активной зоны

кВт/л

700 - 1000

  1. Активная зона на основе микротвэлов

Мотивацией для применения активной зоны на основе микротвэлов, непосредственно охлаждаемых теплоносителем, являлась возможность снятия
ограничения по температуре оболочек твэлов. Это позволило повысить температуру теплоносителя до уровня 750-850°С /9/ и, соответственно, увеличить подогрев теплоносителя.
В качестве основного варианта микротвэла активной зоны рассматривался сферический сердечник из соединений диоксидов плутония и обедненного урана диаметром 2,15 мм, покрытый карбидом кремния с пироуглеродными слоями.
Размер сердечника для этого варианта был выбран исходя из его допустимой длительной прочности и удельной теплонапряженности топлива.
Для обеспечения глубины выгорания около 10% по тяжелым ядрам при диаметре сердечника 2,15 мм суммарная толщина защитных покрытий из SiC и пироуглерода должна быть в интервале 150 -г- 200 мкм. Таким образом, внешний диаметр микротвэла составляет около 2,5 мм. Конструктивная схема микротвэла приведена на рисунке 12.
схема микротвэла
Рисунок 12. Конструктивная схема микротвэла 1 - Керн из соединений U и Ри (оксиды, карбиды, нитриды), 2,3,4 - Слои из пироуглерода, 5 - Оболочка из SiC, толщиной 100 мкм
При такой конструкции активной зоны с уплощением D/H < 1,5 может быть получена высокая энергонапряженность активной зоны 1000 кВт/л при относительно малых потерях мощности на прокачку и давлении теплоносителя около 15 МПа.
Ниже рассматривается в качестве примера один из разрабатываемых вариантов конструкции реактора с продольно-поперечным движением теплоносителя в ТВС.
Активная зона такого реактора представляет собой цилиндр диаметром около 180 см и высотой около 120 см.

ТВС с засыпкой микротвэлов, приведенная на рисунке 13, состоит из двух коаксиальных усеченных конусов, образующих кольцевую полость, в которой размещаются микротвэлы диаметром 2-5 мм. Стенки конусов перфорированы для прохода теплоносителя.
Рисунок 13. Конструктивная схема ТВС с засыпкой микротвэлов (размеры приведены в мм)
1 - ТЗВ; 2 - активная зона; 3, 4 - наружная и внутренняя стенка с отверстиями для прохода гелия; 5 - микротвэлы
Для ТВС с засыпкой микротвэлов с поперечным течением теплоносителя характерно наличие так называемого коллекторного эффекта, который может приводить к большой неравномерности распределения расхода теплоносителя по высоте активной зоны. В свою очередь, это может приводить к дополнительному перегреву микротвэлов. Для исследования коллекторного эффекта в НПО ЦКТИ им И.И. Ползунова был сооружен гидравлический стенд /11/, в котором рабочий участок представлял собой полномасштабную по габаритам и геометрии ТВС с шаровой засыпкой и поперечным течением теплоносителя. Эта модель продувалась воздухом. При экспериментальном исследовании определялся перепад давления вдоль высоты рабочего участка, и по нему определялась поперечная составляющая расхода теплоносителя. На основе полученных экспериментальных данных была разработана методика расчета распределения расхода в ТВС такого типа и даны рекомендации для определения их оптимальных геометрических характеристик. Результаты теоретических и экспериментальных работ по теплогидравлике ТВС с шаровой засыпкой изложены в работах /12,13,14/.
Активная зона БГР с микротвэлами состоит из ТВС, установленных по шестигранной решетке с шагом 100 - 140 мм. "Горячая" стенка ТВС выполнена из молибдена, холодная - из нержавеющей стали. Объемный состав активной зоны: топливо (PuC+UC) - 0,22; покрытие микротвэла (PyC+SiC) и конструкционный материал ТВС - 0,18; теплоноситель - 0,6. ТЗВ имеют толщину около 1000 мм.
ТВС активной зоны и ТЗВ конструктивно выполнены в общей ТВС.
Микротвэлы ТЗВ имеют диаметр примерно 3 мм. Сердечник из карбида урана имеет покрытие на основе хромоникелевых сплавов или сплавов ванадия.
Объемный состав ТЗВ: топливо - 0,225; оболочки и конструкционный материал - 0,175; теплоноситель - 0,60.
БЗВ имеет толщину около 600 мм. ТВС БЗВ имеют меньшую долю теплоносителя, так как их мощность на порядок меньше. По этой же причине микротвэлы БЗВ можно сделать с увеличенным диаметром около 10 мм. Покрытие микротвэлов БЗВ толщиной 200 мкм выполнено из хромоникелевых сплавов. Объемный состав БЗВ: топливо - 0,5; конструкционный материал - 0,1; теплоноситель - 0,4.
Несмотря на использование в качестве оболочек микротвэлов графита и карбида кремния, спектр нейтронов в активной зоне таких размеров достаточно жесткий (а = 0,24), а коэффициент воспроизводства равен примерно 1,6.
В целях выравнивания тепловыделения по радиусу используется двузонное профилирование активной зоны обогащением плутония с коэффициентом неравномерности по радиусу Кг = 1,25. Коэффициент объемной неравномерности примерно составляет Kv = 1,5.
Активная зона с БЗВ имеет диаметр 2,8 - 3,2 м. Для размещения реактора может использоваться стальной корпус внутренним диаметром 3,8 м и давлением 17,0 МПа Конструктивная схема БГР с активной зоной на основе микротвэлов представлена на рисунке 14.

схема БГР с активной зоной на основе микротвэлов

Рисунок 14. Конструктивная схема БГР с активной зоной на основе микротвэлов 1,3- верхняя и нижняя ТЗВ; 2 - активная зона; 4 - БЗВ; 5 - стальной корпус
При использовании активной зоны на основе микротвэлов температура гелия на выходе из реактора может достигать 850°С /91. Это создает мотивацию использования для АЭС одноконтурной схемы с газовой турбиной. На рисунке 15 приведена принципиальная схема одноконтурной установки с замкнутым газотурбинным циклом.

схема одноконтурной установки с замкнутым газотурбинным циклом

Рисунок 15. Принципиальная схема одноконтурной установки с замкнутым газотурбинным циклом для БГР с активной зоной на основе микротвэлов 1 — реактор; 2, 5 — турбина высокого и низкого давления соответственно; 3, 4, 6 — компрессор высокого, среднего и низкого давления соответственно; 7 - регенератор; 8 - концевой охладитель; 9 - электрогенератор
Для реактора со стержневыми твэлами и активной зоной на основе микротвэлов ТВС со «свежим» топливом загружается в реактор сверху, а отработанная ТВС через патрубок в днище корпуса выгружается в приемный барабан.
Система управления и защиты реактора состоит из подвижных компенсирующих ТВС с топливом и поглощающих стержней автоматического регулирования из карбида бора в стальной оболочке.
Регулирующие и компенсирующие ТВС перемещаются в активной зоне снизу вверх электромагнитными приводами.
С целью ослабления излучения, падающего на корпус реактора, и уменьшения тепловыделения в нем, предусмотрена радиационно-тепловая защита толщиной около 20 см.
Интегральный поток нейтронов с Е > 0,4 МэВ за время эксплуатации реактора (около 30 лет) не превышает 5-1020 н/см2.



 
« Ограничение перенапряжений   Оценка технического состояния электросетевых конструкций »
электрические сети