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

БГР-300 - 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

ГЛАВА II. ДЕМОНСТРАЦИОННЫЙ БЫСТРЫЙ РЕАКТОР - БГР-300

  1. Описание концептуальных решений БГР-300
    1. Общие характеристики концепции БГР-300

Быстрый Газоохлаждаемый Реактор (БГР) электрической мощностью 300 Мвт является опытно-промышленным прототипом реакторов нового типа /24, 25/. Реакторная установка БГР-300 должна была обеспечить отработку основных научно­технических решений по гелиевому бридеру, чтобы достаточно уверенно экстраполировать результаты на АЭС мощностью 1200 - 1600 МВт (э).
При разработке проекта, строительстве и эксплуатации установки БГР-300 планировалось:

  1. провести отработку гелиевой технологии на крупномасштабных стендах;
  2. разработать проект твэлов, тепловыделяющих сборок и провести их ресурсные испытания в петлях экспериментальных реакторов;
  3. провести испытания в рабочих условиях конструкционных материалов;
  4. стендовую отработку газодувок;
  5. стендовую отработку систем перегрузки;
  6. провести исследования вопросов воспроизводства ядерного горючего с обоснованием оптимального процесса перегрузки топлива и отработки необходимого для этого оборудования;
  7. провести стендовые нейтронно-физические исследования.

В процессе сооружения и эксплуатации БГР-300:

  1. провести массовые ресурсные испытания твэлов и ТВС;
  2. в процессе длительной эксплуатации провести испытания всего оборудования;
  3. отработать режимы эксплуатации установки и ее оборудования;
  4. изучить вопросы обеспечения безопасности, живучести, пригодности к ремонту и др.;
  5. продемонстрировать работоспособность технологии БГР в целом.

В основу конструкции опытно-промышленной реакторной установки БГР-300 были положены те же принципиальные решения, что и для АЭС большой мощности:

  1. применение ПНЖБ;
  2. интегральное размещения основного оборудования контура теплоносителя;
  3. многопетлевая с глубоким резервированием схема циркуляции теплоносителя, используемая как в режимах нормальной эксплуатации, так и в аварийных ситуациях;
  4. секционирование основного теплотехнического оборудования контура теплоносителя (парогенераторы, теплообменники расхолаживания) и возможность его замены при ремонтах;
  5. промежуточный перегрева пара гелием;
  6. применение высокоскоростных газодувок с электроприводом и регулируемым числом оборотов;
  7. размещение реакторной установки под защитной оболочкой, рассчитанной на удержание (в случае аварийной разгерметизации первого контура) газа при давлении, обеспечивающем возможность расхолаживания реактора;
  8. выполнение требований нормативной документации, безопасности и обеспечение надежной эксплуатации АЭС. Основные проектные характеристики блока АЭС с БГР-300 приведены в таблице 12.

Таблица 12. Основные характеристики блока АЭС с реактором БГР-300


Характеристика

Размерность

Величина

Тепловая мощность

МВт

810

Выходная мощность

МВт

300

Давление гелия

МПа

16,0

Температура гелия на входе/на выходе

°С

260/630

Давление острого пара

МПа

17,0

Температура пара

°С

535

Тип твэла

-

Стержневой

Топливо активной зоны

-

(U+Pu)02

Топливо БЗВ и ТЗВ

-

UO2

Проектом реакторной установки предусмотрено, что все основное оборудование первого контура размещено внутри многополостного корпуса из ПНЖБ, который, в свою очередь, вместе с остальным оборудованием заключен в герметичную защитную оболочку.
Конструктивная схема реакторной установки приведена на рисунке 21. Она включает в себя собственно реактор, размещенный в центральной полости корпуса, четыре парогенератора с основными газодувками и четыре автономные петли расхолаживания при аварийной разгерметизации корпуса. Каждая автономная петля расхолаживания включает теплообменник расхолаживания, инжектор и вспомогательную газодувку с электроприводом. Это оборудование также размещается в соответствующих вертикальных шахтах вокруг центральной полости.
Главные и вспомогательные газодувки представляют собой центробежные компрессоры вертикального исполнения с консольно размещенными на одном валу с ними электродвигателями с регулируемым числом оборотов. Особенностью конструкции корпуса, определяемой опытно-промышленным характером АЭС, является размещение крышки над центральной полостью для обеспечения при необходимости замены компонентов активной зоны.
Паротурбинная часть АЭС включает в себя четыре парогенератора с промежуточным газовым перегревом пара, паровую турбину, электрогенератор, конденсатор, конденсатные и питательные насосы, регенеративные подогреватели и другое оборудование, обычное для машинных залов АЭС.
Большое внимание при разработке проекта реакторной установки БГР-300 уделялось вопросам безопасности.
схема реакторной установка БГР-300
Рисунок 21. Конструктивная схема реакторной установка БГР-300

  1. - корпус реактора; 2 - крышка реактора; 3 - запорное устройство; 4 - теплообменник; 5 - активная зона; 6 - привод СУЗ; 7 - газодувка вспомогательная; 8 - газодувка основная; 9 - парогенератор

2.2. Конструкция основных элементов БГР - 300

В проекте рассматривалось несколько вариантов конструкций активной зоны, которые отличались друг от друга в основном размерами и, соответственно, количеством ТВС. Ниже дается описание конструкции двух из этих вариантов реактора, которые были проработаны наиболее подробно.
Вариант 1. Активная зона реактора по проектным данным набирается из 108 ТВС. Активная зона окружена тремя рядами ТВС БЗВ. За ней расположено внутрикорпусное хранилище на 127 выгоревших ТВС. В активной зоне расположены 11     регулирующих подвижных ТВС для компенсации запаса реактивности на выгорание, две поглощающие сборки автоматического регулирования, три ТВС для компенсации температурного эффекта реактивности и создания подкритичности
реактора, три ТВС аварийной защиты. Все регулирующие и компенсирующие ТВС и ТВС аварийной защиты перемещаются в активной зоне вертикально в специальных направляющих кожухах.
Регулирование мощности реактора при помощи осевого перемещения ТВС с делящимся материалом требует регулирования расхода теплоносителя через нее в зависимости от ее мощности, определяемой положением в активной зоне. В связи с этим в нижней части каждой из 19 перемещающихся ТВС встроено дроссельное регулирующее устройство, в котором изменение площади проходного сечения проточной части осуществляется от привода системы управления и защиты (СУЗ) в соответствии с положением ТВС в активной зоне и ее мощностью.
Топливо представляет собой таблетки из диоксидов урана и плутония (МОХ- топливо). Высота активной части твэла 1000 мм. В той же оболочке сверху и снизу активной части расположены ТЗВ, набираемые из таблеток диоксида отвального урана; высота ТЗВ 500 мм. В холодной части твэла предусмотрен компенсационный объем для сбора газообразных продуктов деления. Конструктивная схема твэла указана на рисунке 9.
Шестигранные ТВС активной зоны и БЗВ размером под ключ 140 мм и толщиной чехла 2 мм расположены с шагом 145 мм.
В конструкции ТВС используются стержневые твэлы. ТВС активной зоны и ТЗВ содержат по 217 твэлов диаметром 6,9 мм и толщиной оболочки 0,4 мм. Твэл по высоте в пределах активной зоны заполнен таблетками горючего (Pu02+U02), а в пределах верхней и нижней ТЗВ заполнен таблетками из U02 отвального урана. Высота активной части ТВС составляет 1000 мм, высота ТЗВ составляет по 500 мм. Оболочки твэлов и чехлы ТВС выполнены из сплава типа нимоник (54%Fe, 40%Ni, 5%Мо, 1%ТiO2). ТВС БЗВ содержат 127 твэлов диаметром 11мм и толщиной оболочки 0,35 мм, заполненных таблетками из диоксида отвального урана
Твэлы активной зоны используются и в подвижных ТВС (регулирующих и аварийной защиты), причем особенностью последних является размещение в их верхней части в пределах 500 мм поглотителей на основе карбида бора или оксида европия.
С целью профилирования распределения энерговыделения по радиусу активная зона состоит из двух зон:

  1. зоны малого обогащения Pu (ЗМО), расположенной в центральной части активной зоны;           
  2. зоны большого обогащения Ри (ЗБО), расположенной на периферии активной зоны.


ЗМО содержит 42 ТВС и 19 ТВС СУЗ. ЗБО содержит 66 ТВС.
Схема размещения ТВС активной зоны и БЗВ для варианта 1 представлена на рисунке 22.

Рисунок 22. Схема размещения ТВС активной зоны и БЗВ (вариант 1)
1-4 - ТВС аварийной защиты; автоматического регулирования; компенсации температурного эффекта и обеспечения подкритичности; компенсации выгорания соответственно; 5, 7- ТВС ЗБО и ЗМО соответственно; б - ТВС ЗБО, заменяемые на ТВС БЗВ; 8 - ТВС БЗВ
Альтернативная конструкция активной зоны (вариант 2) использует ТВС меньших размеров, в которой размещается примерно в два раза меньше твэлов. Конструктивная схема твэла такая же, как для варианта 1 (рисунок 9).
Активная зона реактора набирается из 271 ТВС. ТВС активной зоны БЗВ шестигранного поперечного сечения с размером под ключ 96 мм расположены с шагом 100 мм. Толщина чехла 2 мм, зазор между ТВС 2 мм.
ТВС активной зоны и ТЗВ содержат по 90 твэлов диаметром 6,9 мм и толщиной стенки 0,4 мм. Твэл по высоте в пределах активной зоны заполнен таблетками горючего, а в пределах верхней и нижней зон воспроизводства заполнен таблетками из UO2 отвального урана. Высота активной части ТВС 1000 мм, высота ТЗВ составляет по 500 мм. Оболочки твэлов и чехла ТВС активной зоны и ТЗВ выполнены из сплава типа нимоник (54%Fe, 40%Ni, 5%Мо, 1%ТЮг). Твэлы активной зоны используются и в подвижных ТВС (регулирующих и аварийной защиты), причем особенностью последних является размещение в их верхней части в пределах 500 мм поглотителей на основе карбида бора или оксида европия.
ЗМО содержит 127 ТВС, включая 36 ТВС системы управления и защиты (СУЗ). ЗБО содержит 144 ТВС, включая 18 ТВС системы управления
ТВС БЗВ содержат 61 твэл диаметром 10,6 мм и толщиной стенки 0,35 мм, заполненных таблетками из диоксида отвального урана. Оболочки твэлов и чехла ТВС БЗВ выполнены из нержавеющей стали.
Схема размещения ТВС активной зоны для варианта 2 представлена на рисунке 23. Размещение ТВС БЗВ на схеме не приводится.
Схема размещения ТВС активной зоны БГР-300
Рисунок 23. Схема размещения ТВС активной зоны БГР-300 (вариант 2).
ТВС БЗВ не показаны.
1 - ТВС аварийной защиты, компенсации температурного эффекта реактивности и создания подкритичности; 2 - ТВС автоматического регулирования; 3 - ТВС компенсации запаса реактивности на выгорание; 4 - Пусковой источник нейтронов; 5 -ТЗВ ЗБО; 6-ТВС ЗМО

2.3. Нейтронно-физические характеристики БГР-300

Нейтронно-физические характеристики реактора БГР-300 для рассмотренных вариантов активной зоны отличаются незначительно. В таблице 13 приводятся основные нейтронно-физические характеристики для двух вариантов активной зоны. Таблица 13. Нейтронно-физические характеристики БГР-300

  1. Описание топливного цикла реактора БГР - 300

 

В реакторе БГР-300 проводятся двукратные перегрузки топлива за кампанию. Перегрузка выгоревших ТВС активной зоны, перестановка ТВС внутри реактора, выгрузка и замена ТВС БЗВ, а также другие транспортно-технологические операции производятся на остановленном реакторе при давлении теплоносителя 0.3 МПа и циркуляции его с использованием автономной системы расхолаживания.
Характеристики топливного цикла БГР-300 представлены в таблицах 14а и

Таблица 14а. Характеристики топливного цикла БГР-300


Наименование

Вариант 1

Вариант 2

Коэффициент воспроизводства

1,5

1,4

Время удвоения, лет

10

15

Глубина выгорания топлива, % тяжелых ядер

10

8

Кампания топлива, эффективные сутки

600

540

Таблица 1.46. Состав загружаемого и выгружаемого топлива БГР-300

2.5.  Двухконтурная система охлаждения БГР - 300 с гелием в первом контуре и паровой турбиной во втором контуре

Паротурбинная часть БГР-300 имеет традиционный набор оборудования. В качестве турбинного блока была выбрана выпускаемая промышленностью конденсационная турбина К-300-170 с исключением ряда регенеративных подогревателей, что было связано с необходимостью снижения температуры питательной воды для уменьшения температуры газа на входе в реактор, при которой обеспечивается оптимальное значение мощности на прокачку газа, значения поверхностей парогенераторов и КПД АЭС. Принципиальная тепловая схема АЭС с БГР-300 показана на рисунке 24.



 
« Ограничение перенапряжений   Оценка технического состояния электросетевых конструкций »
электрические сети