§ 8.7. СОВРЕМЕННОЕ СОСТОЯНИЕ РАЗВИТИЯ РЕАКТОРОВ HTR
Успешная эксплуатация высокотемпературных реакторов показала, что все принципиальные проблемы решены.
Одна из важнейших проблем касается гелиевой технологии (см. § 2.3). Все связанные с этим вопросы: очистка газа, инженерные задачи, утечка гелия и т. д., как уже отмечалось, принципиально решены, и не представляют трудностей для окончательной отработки гелиевой технологии.
Другие важные проблемы относятся к активности первого контура и развитию микротвэлов с высокой удерживающей способностью по продуктам деления. Эти проблемы связаны также с требованиями безопасности, предъявляемыми в настоящее время к высокотемпературным реакторам. Предстоят также значительные исследования по дальнейшему использованию возможностей таких реакторов, в частности по дальнейшему повышению температуры теплоносителя.
В связи с этим необходимо изучить поведение твэлов и графита под облучением при более высоких температурах. Здесь уже имеется достаточно экспериментальных данных для того, чтобы сформулировать более точные требования. Однако в дальнейшем необходимо провести ряд новых исследовательских работ.
Технология создания корпусов из предварительно напряженного бетона, без сомнения, дала важный толчок для развития высокотемпературных реакторов, но она не специфична для реакторов этого типа. Такие корпyca, вероятно, будут широко использоваться и для других реакторов. Применительно к реакторам HTR здесь нет каких-либо серьезных проблем. Исследовательские работы должны быть проведены только в области тепловой изоляции.
В заключение можно констатировать следующее. Результаты эксплуатации всех трех опытных реакторов являются отличными. Можно считать, что все специфические проблемы реакторов HTR уже решены. Реакторы этого типа находятся на пороге промышленного внедрения. На Четвертой конференции по мирному использованию атомной энергии (Женева, 1971 г.) было объявлено о заказе фирмой «Филадельфия электрик» (США) двух АЭС с реакторами типа HTR электрической мощностью по 1160 МВт каждая .
§ 8.8. РЕАКТОР HTR МОЩНОСТЬЮ 1160 МВт2
В 1971 г. американская энергетическая компания «Филадельфия электрик» заказала фирме «Галф дженерал атомик» два реактора HTR электрической мощностью 1160 МВт. В ФРГ фирмами «Браун- Бовери», «Хохтемператур реакторбау» с участием фирмы «Галф дженерал атомик» разработай проект реактора HTR такой же мощности, который намечено установить на демонстрационной АЭС.
Разработанный реактор с гелиевым охлаждением использует призматические твэлы. В парогенераторах реактора вырабатывается острый пар и осуществляется промежуточный перегрев пара, как па современных тепловых электростанциях. К. п. д. нетто АЭС составляет 39%. Охлаждение конденсаторов турбин осуществляется с помощью градирен. Во втором контуре предусмотрен четырехступенчатый подогрев воды. После срабатывания в цилиндре высокого давления пар направляется в турбины главных газодувок, затем подвергается дополнительному перегреву в специальной секции парогенератора, после чего проходит остальные цилиндры турбины. На АЭС применен одновальный турбогенератор на 3000 об/мин. АЭС рассчитана на полупиковый режим работы в диапазоне от 25 до 100% номинальной мощности.
1 См. с. 18.
2 См. «Atomwirtschaft», 1972, Bd. 17, N 9/10, S. 520.— Прим. peд.
Рис. 8.7. Тепловая схема реактора HTR мощностью 1160 МВт:
1 — вспомогательный теплообменник с газодувкой; 2 — активная зона; 3 — корпус из предварительно напряженного бетона; 4 — вспомогательная газодувка с паротурбинным приводом; 5 — парогенератор; 6 — промежуточный перегреватель; 7 — подводящий газопровод; 8 — турбогенератор; 9 — система вспомогательного парообеспечения; 10 — питательный насос; 11 — бак питательной воды; 12 — бак для слива питательной воды с насосом; 13 — подогреватели низкого давления; 14 — конденсатор турбины питательного насоса; 15 — конденсатный насос; 16 — главный конденсатор; 17 — вспомогательный конденсатный насос; 18 — конденсатоочистка; 19 — главный конденсатный насос; 20 — холодильник оборудования второго контура; 21 — промежуточный контур оборудования второго контура; 22 — градирня; 23 — насос охлаждающей воды; 24 — система подпитки охлаждающей воды; 25 — промежуточный контур оборудования первого контура; 26 — бак конденсата; 27 — подпиточный насос; 28 — насос системы вспомогательного охлаждения; 29 — система водоочистки; 30 — компенсатор объема; 31 — воздушный холодильник системы вспомогательного охлаждения.
Рис. 8.8. Разрез реактора HTR мощностью 1160 МВт:
1 — опоры активной зоны; 2 — пазы для предварительного напряжения корпуса; 3 — вспомогательный теплообменник; 4 — дроссельный вентиль; 5, 9 — вспомогательные газодувки; 6 — поглощающие стержни; 7 — система очистки гелия; 8 — хранилище поглощающих стержней; 10 — перегрузочная труба; 11 — система понижения давления; 12 — уплотняющая облицовка корпуса; 13 — главная газодувка; 14 — парогенератор; 15 — тепловая изоляция.
Гелий при давлении 49 ат прокачивается газодувками через активную зону сверху вниз и нагревается с 340 до 780° С. После смешения с отборами гелия для охлаждения внутриреакторных конструкций его температура снижается до 760° С. Расход газа составляет 1,3 т/с. В парогенераторе гелий вначале проходит сверху вниз промежуточный перегреватель, затем по центральной трубе направляется вверх и после основной секции парогенератора поступает в газодувку. Номинальная скорость вращения газодувки составляет 6750 об/мин. Привод газодувки — одноцилиндровая турбина, работающая на паре с параметрами 64 ат и 375° С. Регулирование скорости вращения газодувки осуществляется изменением расхода пара на турбину-привод с помощью дроссельного и байпасного вентилей. Для пуска и остановки реактора при аварийных ситуациях турбины газодувок питаются паром от вспомогательного парогенератора.
Все основное оборудование реактора: активная зона, аварийные и регулирующие устройства, газодувки, парогенераторы, а также система аварийного охлаждения активной зоны помещаются внутри корпуса из предварительно напряженного железобетона. Цилиндрический корпус имеет высоту 28 м и диаметр 29 м. Активная зона с отражателями находится в центральной полости диаметром Ими высотой 13,5 м. Шесть парогенераторов с газодувками расположены в боковых цилиндрических полостях диаметром 4 м (рис. 8.8). Для трех вспомогательных газодувок и теплообменников предусмотрены полости диаметром 2,2 м. Основное оборудование системы очистки гелия также размещено в стене корпуса. Проходы для гелия, а также шлюзы для доступа к парогенераторам при их инспекции предусмотрены в нижней части корпуса, а проходы для газодувок и системы аварийного охлаждения реактора находятся наверху. Предварительное напряжение бетона осуществляется вертикальными тягами и обмоткой тросами или стальной лентой в горизонтальной плоскости.
Активная зона реактора набрана из шестигранных графитовых призм высотой 790 мм и размером под ключ 360 мм. Как и в реакторе «Форт-Сент-Врейн», призмы пронизаны вертикальными отверстиями, часть которых заполнена микрочастицами топлива с многослойными покрытиями, а часть предназначена для гелия. Микротвэлы в отверстиях находятся в графитовой матрице. Восемь установленных друг на друга и скрепленных между собой призматических твэлов образуют топливную колонну. Для удобства регулирования и перегрузки семь топливных колонн объединены в одну весьма крупную топливную сборку. Активная зона состоит из 73 таких сборок, которые покоятся на графитовом основании, являющемся нижним отражателем. Боковой отражатель выполнен из заменяемых графитовых блоков. Предусмотрено индивидуальное регулирование мощности и расхода газа через каждую топливную сборку. Регулирование и аварийная защита реактора осуществляются с помощью 146 поглощающих стержней с карбидом бора, которые попарно перемещаются в отверстиях каждой центральной топливной колонны сборки. Кроме того, имеется независимая система аварийной защиты реактора в виде поглощающих нейтроны гранул, которые вводятся в третье отверстие центральной топливной колонны.
Для отвода остаточного тепла предусмотрены три независимые петли; каждая состоит из теплообменника и газодувки с регулируемым электроприводом. Тепловая мощность двух петель вполне достаточна для отвода остаточного тепла при любых нормальных и аварийных условиях.
Перегрузка топлива осуществляется на остановленном реакторе при сбросе давления и температуре не выше 120° С. Средний срок службы твэлов—четыре года, сменных блоков бокового отражателя — восемь лет. Ежегодно перегружается четвертая часть активной зоны, т. е. заменяется около 1000 твэлов. Продолжительность перегрузки от 13 до 16 суток. Перегрузка твэлов осуществляется специальной машиной с программным и ручным управлением. Для обращения с поглощающими стержнями и радиоактивным оборудованием системы газоочистки предусмотрена отдельная перегрузочная машина.
