Принципиальная конструкция реактора
Конструкционная схема В В Р.
Ядерным реактором называется устройство, предназначенное для организации и поддержания управляемой цепной реакции деления ядер. Специфической особенностью реактора является необходимость обеспечения его исключительно высокой надежности» так как осмотр и ремонт большинства конструкционных узлов в процессе эксплуатации чрезвычайно затруднены из-за высокой радиоактивности оборудования. Это обстоятельство является определяющим при разработке конструкционных схем реакторов.
Несмотря на то что число эксплуатируемых в настоящее время реакторов с водой под давлением велико, их конструкционные схемы содержат много однотипных инженерных решений. Основные из этих решений, реализованные в конструкциях современных реакторов, показаны на рис. 1.7.
Главной составной частью реактора является цилиндрическая активная зона, представляющая собой комплект размещенных в воде тепловыделяющих сборок (ТВС) 23 с органами регулирования реактора и другими конструкционными элементами, расположенными между ТВС. Вода, заполняющая пространство между ТВС (межканальное пространство) и пространство между тепловыделяющими элементами внутри ТВС, выполняет две функции: она является замедлителем нейтронов, рождающихся в топливе твэлов при делении ядер урана, и одновременно служит теплоносителем, отводящим из активной зоны генерируемое в ней тепло. Отсюда и название «водо-водяной реактор». Высота активной зоны равна высоте топливной части твэла, а ее диаметр можно в первом приближении считать равным диаметру окружности, описанной вокруг всех загруженных в реактор ТВС.
Каждая ТВС крепится верхним торцом к трубе-подвеске 19. Конструкция, образованная ТВС и подвеской, называется технологическим каналом. Количество технологических каналов в реакторе может быть достаточно большим. Так, реактор модернизированный ЯППУ ледокола «Ленин» имеет 241 канал.
Теплотехнические каналы размещаются на равном удалении один от другого* внутри корзины активной зоны, образованной верхней 15 и нижней 28 плитами и закрепленным между ними выемным экраном, представляющим собой сварную конструкцию из двух цилиндрических обечаек 22 и колец 16 и 27. Главным назначением выемного экрана является радиационная защита корпуса реактора и разделение полостей с разным давлением теплоносителя для обеспечения его циркуляции в активной зоне.
* Равномерность размещения технологических каналов достигается посредством установки их в точках, являющихся узлами правильной геометрической решетки, характеризуемой типом (треугольная, шестиугольная, квадратная и т. д.) и шагом, т. е. расстоянием между осями технологических каналов.
Рис. 1.7. Конструкционная схема водо-водяного реактора
С учетом неизбежных температурных изменений длины технологических каналов они крепятся только к верхней плите, а в гнездах нижней плиты лишь центруются хвостовиками ТВС. Крепление каналов к верхней плите осуществляется по принципу подвешивания. Каналы проходят через сверления в плите, опираясь на нее своими буртами, диаметр которых больше диаметра Сверлений, и поджимаются сверху силовой плитой 6 крышки реактора. Усилие нажатия крышки через подпружиненные головки передается каналам, бурты которых в результате этого плотно прижимаются к верхней плите.
Сама экранная сборка с загруженными технологическими каналами крепится в корпусе реактора также по принципу подвешивания — посредством болтового соединения верхнего кольца 16 выемного экрана с кольцом 17 невыемного экрана.
Герметичное соединение крышки и корпуса может производиться с помощью прокладок или сварки. На рис. 1.7 показан способ уплотнения разъема между крышкой и корпусом при помощи клиновидной прокладки 10, изготовленной из мягкого металла (например, из меди или никеля). Усилие на прокладку передается через нажимной фланец 9 при затяжке гаек 8 на шпильках 7. В рассмотренной конструкции реализован принцип самоуплотнения, заключающийся в том, что по мере увеличения давления в реакторе прокладка подвергается дополнительному сжатию за счет смещения вверх крышки реактора при неизменном положении нажимного фланца. Чем больше возрастает давление, тем сильнее деформируется прокладка и тем надежнее уплотняется разъем между крышкой и корпусом реактора.
Для поддержания мощности реактора на заданном уровне или изменения ее до необходимого значения используются, стержни АР, изготовляемые из материала, эффективно поглощающего тепловые и надтепловые нейтроны. Для быстрого выключения реактора при возникновении аварийных ситуаций применяются поглощающие стержни АЗ. Кроме того, в качестве органов управления используются различного рода органы компенсации, в частности КС, предназначенные для удержания реактора в выключенном состоянии при начальной сверхкритической загрузке ядерного топлива, для последующего постепенного улучшения условий размножения нейтронов за счет извлечения КС по мере выгорания топлива и для компенсации других эффектов, влияющих на условия размножения нейтронов. Все перечисленные стержни (на рисунке они не показаны) являются исполнительными органами системы управления и защиты (СУЗ) реактора.
Поглощающие стержни — наиболее распространенный, но далеко не единственный тип органов управления. Так, наряду с КС достаточно широкое применение в качестве органов компенсации нашли компенсирующие решетки, представляющие собой набор перфорированных (для прохода технологических каналов) листов 20 из нержавеющей стали, скрепленных специальными стяжками в единый пакет. Подъем и опускание КР проводится с помощью, тяги 1, соединяющей решетку с ее приводом, размещаемым чаще всего непосредственно на крышке реактора. Для предотвращения радиальных смещений КР обычно предусматриваются направляющие колонны (на рисунке не показаны), закрепляемые в верхней и нижней плитах корзины активной зоны.
В общем случае органов компенсации (компенсирующих решеток или групп КС) в реакторе может быть несколько (каждый со своим приводом). Это позволяет повысить надежность системы компенсации и, кроме того, при раздельном управлении этими органами добиться выравнивания распределения энерговыделения в активной зоне.
По условиям размещения стержней в реакторе различают «сухие» и «мокрые» органы управления. При «сухом» размещении поглощающие стержни перемещаются в герметичных чехлах, препятствующих их контакту с теплоносителем. Чехлы чаще всего устанавливаются между технологическими каналами, хотя возможно их размещение и внутри каналов (вместо части удаляемых в этом случае твэлов). Верхние части чехлов герметизируются в силовой плите 6 крышки реактора, а их нижние концы центруются в гнездах нижней плиты 28. «Мокрое» размещение органов управления предполагает отсутствие каких бы то ни было чехлов. Стержни в этом случае размещаются непосредственно в среде теплоносителя.
Основными достоинствами «сухого» размещения являются; простота и высокая надежность привода для перемещения стержней; возможность замены стержней и привода без разгерметизации первого контура; отсутствие возникающих при «мокром» размещении проблем уплотнения в крышке реактора подвижных тяг органов управлений или применения сложных приводов, работающих в среде первого контура. Вместе с тем «сухие» органы управления обладают некоторыми недостатками: установленные в активной зоне чехлы непроизводительно поглощают нейтроны, экранировка поглощающих стержней чехлами ведет к снижению эффективности стержней и ухудшению условий их охлаждения*.
* При поглощении нейтронов стержни сильно разогреваются. Если не принять специальных мер к их охлаждению (уменьшение зазора между стержнем и чехлом, заполнение чехлов газом с высоким коэффициентом теплопроводности к т. д.), температура поглощающих стержней при работе реактора может превысить. 1000 °С. Опасность такого перегрева заключается в том, что при этом может возникнуть коробление стержней и заклинивание их в чехлах.
Для контроля за работой реактора используются различные внутриреакторные и внереакторные детекторы. Самыми распространенными из числа внутриреакторных детекторов являются термодатчики (термометры сопротивления и термопары), с помощью которых измеряют температуру теплоносителя на входе в реактор и выходе из него, а в некоторых случаях и на выходе из наиболее теплонапряженных технологических каналов.
В корпусе реактора могут размещаться также различные вспомогательные трубопроводы, например доходящая до днища вертикальная труба осушения реактора, через которую в случае необходимости можно выдавить теплоноситель, создав газовую подушку в верхней части реактора; патрубки системы автономного расхолаживания и другие системы.
Рассмотренная конструкционная схема водо-водяного реактора является типичной, но не единственно возможной. Так, наряду с однозаходными реакторами, где теплоноситель одновременно поступает во все технологические каналы (рис. 1.7), используются и многозаходные реакторы, в которых теплоноситель последовательно прокачивается через разные группы каналов. Например, в ЯППУ атомного судна «Саванна» был использован двухзаходный реактор, в котором теплоноситель вначале проходил через периферийные, а затем через центральные технологические каналы. Возможна и обратная последовательность прохода каналов. В последнее время предпочтение отдают однозаходным реакторам, более простым по конструкции и имеющим меньшее гидравлическое сопротивление, что облегчает развитие естественной циркуляции теплоносителя в первом контуре при аварийном отключении ЦНПК*.
* В данном случае рассматривается реактор, предназначенный для использования в составе четырехпетлевой ЯППУ.
Другим возможным конструкционным отличием от приведенной схемы является соосное расположение подводящего и отводящего патрубков по типу «труба в трубе», как это сделано в реакторе модернизированной ЯППУ ледокола «Ленин». Такое решение проблемы соединения реактора, ПГ и циркуляционного насоса первого контура позволило упростить установку, повысить ее надежность, снизить массу и уменьшить габаритные размеры.
Известно также большое число других инженерных решений, отличающих конструкционные схемы существующих реакторов от схемы, изображенной на рис. 1.7.
Схема циркуляции теплоносителя в реакторе.
Теплоноситель поступает в реактбр через подводящие патрубки 18, число которых равно числу петель ЯППУ. Через окна в обечайках невыемного экрана 24 теплоноситель попадает в кольцевой опускной участок 26 и движется по нему, омывая выемной 22 и невыемной 24 экраны. Одновременно небольшая часть теплоносителя опускается в кольцевых полостях между обечайками невыемного экрана и вдоль корпуса реактора. Циркуляция теплоносителя между обечайками выемного экрана осуществляется через сверления в наружной обечайке (показано на рисунке стрелками). Из опускного участка и кольцевых межобечаечных полостей теплоноситель поступает в напорную камеру 29 — пространство между днищем реактора и нижней плитой 28. Далее поток теплоносителя разделяется. Основная его масса проходит внутри параллельно включенных технологических каналов, а небольшая часть попадает в межканальное пространство через специальные сверления и зазоры лабиринтных уплотнений хвостовиков ТВС в гнездах нижней плиты. Соотношение расходов теплоносителя через каналы и через межканальное пространство обычно выбирается соответствующим уровню энерговыделения внутри технологических каналов * и вне их.
* Вода межканального пространства нагревается за счет торможения замедляющихся нейтронов, а также поглощения нейтронов и у-квантов. Кроме того, эта вода отводит тепло от конструкционных элементов активной зоны, разогревающихся в результате поглощения нейтронов, и от кожуховых труб ТВС.
Двигаясь по ТВС вверх, теплоноситель охлаждает твэлы, нагреваясь при этом до температуры выхода. Пройдя затем внутреннюю полость подвески, он поступает через вертикальные окна в сборную камеру 13, называемую часто также камерой смешения. Восходящее движение теплоносителя в активной зоне обладает тем достоинством, что при аварийном отключении Ц-НПК переход к естественной циркуляции происходит без изменения направления движения теплоносителя в контуре, что уменьшает вероятность повреждения активной зоны в подобных аварийных режимах.
Кроме теплоносителя из технологических каналов в сборную камеру через лабиринтные уплотнения каналов в верхней плите поступает вода из межканального пространства. Потоки перемешиваются в сборной камере, и через отводящие патрубки теплоноситель подается в ПГ.
Поскольку герметизация корпуса реактора крышкой большого диаметра в условиях высокого давления и переменных температур представляет достаточно сложную инженерную задачу, в конструкции реактора обычно предусматривается устройство, исключающее резкие изменения температуры силовой плиты крышки при быстром увеличении или уменьшении температуры теплоносителя в сборной камере. В конструкции, представленной на рис. 1.7, роль такого демпфирующего устройства выполняет застойная зона, образованная плитой верхнего экрана 12 и силовой плитой 6 крышки реактора. Смена воды в застойной зоне осуществляется посредством естественной конвекции через сверления в верхнем экране.
