АЭС с реактором AVR, как и реактор «Пич-Боттом», относятся к ранней стадии развития техники высокотемпературных реакторов. Опыт эксплуатации этого первого реактора с шаровыми твэлами важен не только для общего развития реакторов HTR, но и прежде всего для оценки всей концепции засыпных реакторов. АЭС выполнена с четким разделением помещений с ядерным и обычным оборудованием.
Рис. 8.3. Разрез реакторного здания AVR:
1 — помещение для подачи твэлов; 2 — здание реактора; 3 — устройство для монтажа корпуса системы газоочистки; 4 — корпус системы газоочистки; 5 — труба для выгрузки шаровых твэлов; 6 — графитовый отражатель; 7 — активная зона; 8 — труба для загрузки твэлов; 9 — парогенератор; 10 — промежуточный холодильник; 11 — паросборник; 12 — защитная оболочка; 13 — наружный корпус реактора; 14 — внутренний корпус реактора; 15 — каменноугольный блок; 16 — биологическая защита; 17 — устройство для монтажа газодувок; 18 — газодувка; 19 — установка для измерения выгорания и отбраковки твэлов; 20 — шлюз для материалов; 21 — винтовой подъемник; 22 — кольцевой канал; 23 — кольцевой тельфер.
На рис. 8.3 показан разрез реакторного здания AVR. Активная зона реактора состоит из цилиндрической графитовой шахты с коническим днищем (угол наклона к горизонту 30°), соединенной в нижней части с разгрузочной трубой и заполненной твэлами в количестве около 100 000 шт. На рис. 8.4 показаны вид на днище пустой зоны и пазы для прохода газа.
Рис. 8.4. Вид на днище пустой активной зоны реактора AVR.
Видны также выступы бокового отражателя, в которых перемещают четыре поглощающих стержня. Между выступами находятся четыре периферийных загрузочных канала, пятая загрузочная труба проходит вблизи центральной оси активной зоны [4, 5].
Снизу активной зоны помещены две газодувки (с масляными подшипниками). Для прокачки теплоносителя достаточно одной газодувки, другая находится в резерве. Теплоноситель проходит через активную зону и поступает в установленный над ней парогенератор, отделенный от зоны защитой. Парогенератор не рассчитан на замену и состоит из четырех параллельных трубных систем, каждая из которых может быть отключена.
Температура газа на входе в активную зону фавна 175° С, а средняя температура на выходе составляет 850°С1.
1 В начале 1974 г. температура газа на выходе реактора AVR увеличена до 950° С. Одновременно принято решение о повышении тепловой мощности реактора с 46 до 55 МВт. — Прим. ред.
При возврате гелия к газодувкам охлаждаются оболочка реактора и тепловая защита. С помощью байпасного клапана поступающий от газодувок теплоноситель можно направлять мимо активной зоны в парогенератор для предохранения его от чрезмерного перегрева.
Все важнейшее оборудование первого контура размещается внутри двух стальных реакторных корпусов (внутреннего и внешнего). Оба эти корпуса первоначально были задуманы как общая оболочка для всех твэлов, так как ожидалось очень сильное радиоактивное загрязнение первого контура. Между внутренним корпусом и отражателем находится тепловая защита, а между самими корпусами — биологическая защита. Оба корпуса и расположенные за ними различные вспомогательные устройства заключены в единую защитную стальную оболочку.
Полость между двумя корпусами заполнена запирающим газом, давление которого примерно на 0,5 ат больше давления в первом контуре, равного 10 ат. Таким образом, в случае образования утечек во внутреннем корпусе запирающий газ проникает внутрь реактора, что предотвращает выход активного теплоносителя и попадание загрязнений в активную зону.
Реакторное здание из бетона является дополнительной защитой. Из рис. 8.4 видно, что боковой отражатель составлен из многочисленных графитовых блоков с фрезерованными пазами. Основанием для этого послужили результаты исследований характера движения шаровой засыпки на модели активной зоны реактора AVR. Вначале предусматривались гладкие стенки отражателя.
В процессе циркуляции вдоль гладких стен образуется определенная структура засыпки шаров, которая соответствует минимуму потенциальной энергии этой системы (рис. 8.5, [6]). Этот структурный эффект способствует более стационарному характеру «течения» шаров, так как периферийные шары будут скорее образовывать такую структуру и все время иметь меньшую скорость перемешивания.
Если регулярную шаровую засыпку рассматривать как жидкость, то появление упорядоченной структуры можно назвать «кристаллизацией», или образованием: «твердого тела». Образование упорядоченной структуры нежелательно и должно быть устранено, что наиболее просто достигается фрезерованием пазов в гладких стенах шахты активной зоны.
На рис. 8.6 показан вид сверху на модель активной зоны, в которой три сегмента стенки имеют пазы различной ширины, а один сегмент — с гладкими стенками.
Рис. 8.5. Вид через цилиндрическую плексигласовую стенку модели активной зоны реактора AVR [6]:
а — непосредственно после загрузки шаров; б — после «циркуляции» примерно 500 000 шаров в замкнутом контуре.
В то время как в районе трех сегментов с пазами шаровая засыпка остается «жидкой» вплоть до стенки, вдоль гладкой стенки образуется упорядоченная структура, которая распространяется на глубину нескольких шаровых слоев. Можно рассчитать число таких слоев, для равновесного состояния. Равновесное состояние характеризуется отсутствием снижения скорости у периферийных шаров.
С декабря 1967 г. реактор AVR производит электроэнергию. Успешная его эксплуатация демонстрирует не только работоспособность реакторов с засыпкой шаровых твэлов, но и дает обширные данные для дальнейшего развития реакторов HTR. Ниже кратко рассмотрены важнейшие результаты работы реактора AVR [7, 8].
Рис. 8.6. Вид сверху на модель активной зоны реактора AVR с неполной засыпкой стальных шаров.
Тепловыделяющие элементы.
Максимальное выгорание без выхода из строя твэлов уже достигло более 120 000 МВт-сут/т . В связи с относительно низкой энергонапряженностью (2,3 МВт/м3) поток быстрых нейтронов здесь ниже, чем в последующих реакторах этого типа. Поэтому, например, доза быстрых нейтронов для твэлов этого реактора не соответствует максимальному значению, принятому для реактора THTR-300. Кроме того, для твэлов AVR предусмотрены более высокие температуры, чем для твэлов реактора THTR-300.1 В журнале «Atomwirtschaft» (1974, Bd. 19, N 8/9, S. 444) приведены более подробные данные по результатам работы твэлов в реакторе AVR. В частности, указывается максимальное достигнутое выгорание топлива — 161 000 МВт-сут/т при интегральном потоке быстрых нейтронов 3,3-1021 см-2-с-1.
Активность циркуляционного контура.
Отличные характеристики работающих твэлов наряду с опытами на специально выгруженных твэлах подтверждаются также очень низкой активностью контура теплоносителя. Первоначально активность газового теплоносителя ожидалась около 4-105 Ки, поэтому были приняты меры для предотвращения распространения активности наружу (два реакторных корпуса с запирающим газом и др.). Тогда еще не была известна концепция микротвэлов. Благодаря успехам микротвэлов удалось снизить активность теплоносителя на несколько порядков. Она составляет при полной мощности реактора только несколько сотен кюри и имеет постоянную тенденцию к снижению. Этот эффект объясняется уменьшением проницаемости графита под действием облучения.
Активность теплоносителя зависит не только от дефектных твэлов, но и от загрязнения ураном микротвэлов при их изготовлении, которое в будущем может быть уменьшено путем улучшения технологии изготовления.
Активность оборудования.
Для демонтажа и ремонта реакторного оборудования большое значение имеют отложения радиоактивных продуктов. До сих пор на выгруженных твэлах и при инспектировании полости между двумя реакторными корпусами не обнаружено значительных поверхностных активностей. Узлы из холодной области реактора могут быть выгружены даже без использования защиты.
Графитовая пыль.
При постоянной циркуляции графитовых шаровых твэлов часть их должна превращаться в пыль. Фактически этот вопрос имеет второстепенное значение, потому что при пропускании 500000 м3 гелия через фильтр в нем не было обнаружено никакой пыли.
Система очистки газа.
Реактор AVR содержит до 180 т каменного угля используемого в качестве теплоизоляции. При нагревании он выделяет значительное количество окиси углерода и водяного пара, которые должны улавливаться в системе газовой очистки. Выход этих примесей сильно зависит от температуры, поэтому мощность реактора и температура во время обезгаживания точно устанавливаются в соответствии с уровнем загрязнений.
Всего системой газовой очистки из теплоносителя удалено 780 кг Н2О и 300 кг СО2. Таким образом, теплоноситель можно считать достаточно чистым. При температуре газа на выходе 750° С возможны следующие объемные концентрации загрязнений [7]: Н2О=10-6; Н2=10-5; СО2=10-5; СО=6-10-5.
В последующих мощных реакторах каменный уголь будет предварительно очищаться и помещаться в места с относительно низкими температурами. Сама система газовой очистки показала себя достаточно надежной.
Оборудование.
За исключением мембранных компрессоров, все оборудование реактора длительное время работает успешно. Хотя неисправности компрессоров из- за разрушения мембран были известны и раньше, они включены в состав реактора AVR, так как рассчитаны на работу с высокоактивным газом. На основе положительных разработок в этой области в будущих реакторах HTR предусмотрены поршневые компрессоры без смазки, которые будут опробованы на AVR.
Утечки гелия.
На реакторе AVR получен хороший опыт по предотвращению утечек гелия. Суммарные утечки гелия в год составляют около 4000 м3 нормальных, что равно примерно одному заполнению контура.
Безопасность реактора.
Для того чтобы изучить переходные процессы в реакторе, необходимо смоделировать ряд аварий при различных режимах и нагрузках, как, например, выход из строя газодувок (см. § 7.1, рис. 7.1), заклинивание аварийных стержней, аварии главных насосов питательной воды и т. д. В любом случае не должно быть серьезных выбросов температуры или быстрых температурных изменений. Отличные качества безопасности реактора, как и ожидалось, были полностью подтверждены.
Несмотря на опытный характер реактора и проведение различных исследований, коэффициент его использования весьма высок. В табл. 8.1 для сравнения с реактором «Пич-Боттом» приведены среднегодовые коэффициенты использования установленной мощности ср и ежегодная выработка электроэнергии Е. Коэффициент использования времени за последние четыре года (1970—1973 гг.) выше 80%, а в период демонстрационной эксплуатации с 1 октября 1969 г. по 31 марта 1970 г. он составил 92%. С момента пуска по 31 декабря 1973 г. на реакторе выработано 522,4 млн. квт-ч электроэнергии (на «Пич-Боттом» 1190,7 млн. квт ч).
Таблица 8.1
Производство электроэнергии Е и коэффициент использования установленной мощности на реакторах AVR и «Пич-Боттом»
§ 8.6. THTR-300
Активная зона реактора THTR-300 диаметром 5,6 м и средней высотой 5 м содержит 675 000 шаровых твэлов. Регулирование реактора производится 36 стержнями, расположенными в отражателе, и 42 стержнями, свободно движущимися в активной зоне.
Теплоноситель в активной зоне реактора THTR-300 в противоположность реактору AVR движется сверху вниз (для того, чтобы уменьшить ограничения по расходу, связанные с «всплытием» легких графитовых шаров). При этом газ нагревается от 260 до 750° С.
Отражатель состоит из множества отдельных графитовых блоков, собранных вместе и составляющих единую конструкцию, способную перемещаться под действием температурного и радиационного воздействий. Нижний отражатель выполнен в виде днища из отдельных блоков, образующих шестигранную кольцевую графитовую решетку с отверстиями для прохода газа.
Верхний отражатель выполнен в виде подвесной крыши, собранной из многих отдельных шестигранных графитовых деталей и с помощью стальных болтов навешенной на стальную несущую конструкцию крыши бетонного корпуса.
Парогенератор можно ремонтировать. Опыт реактора «Драгон» показывает, что наведенная активность в материалах парогенератора настолько мала, что его демонтаж возможен без применения защитных приспособлений. Парогенераторы установлены так, что могут свободно расширятся вниз.
Частные вопросы компоновки первого контура, конструкции бетонного корпуса, детали поглощающих стержней и т. п. рассматривались в предыдущих главах.
Реактор THTR-300 сооружается в г. Шмехаузене муниципалитета Уентроп в Рурской области. Строительство началось в феврале 1971 г. Время строительства всей установки, включая пуск АЭС, составляет 57 месяцев и исчисляется с 1 февраля 1972 г*.
* Ввод THTR-300 в эксплуатацию намечен на 1977 г. — Прим. ред.
