Реакторы LWR бывают двух типов - с водой под давлением PWR и с кипящей водой BWR.
До настоящего времени эти реакторы разрабатывались как основные для гражданских цепей. Первый (в США) гражданский энергетический реактор PWR мощностью 60 МВт (эл.) вступил в эксплуатацию в декабре 1957 г. на АЭС в Шипиннг Порте, штат Пенсильвания. Разработка PWR основывалась на ранее принятом выводе, что вода под давлением будет поддерживать стабильную работу реактора, в то время как кипящая вода может эту стабильность нарушить.
Рис. 1.3. Принципиальная схема энергетической установки с HTGR (компания General Atomic):
1 — парогенератор; 2 — активная зона; 3 — корпус реактора из предварительно напряженного бетона; 4 — гелиевая газодувка; 5 — теплообменник, парогенератор; 6 — насос питания испарителя; 7 — насос питательной воды; 8 — насос конденсата; 9 — конденсатор; 10 — турбогенератор; 11 — ступень высокого давления паровой турбины; 12 — ступень среднего давления паровой турбины; 13 — ступень низкого давления паровой турбины
Рис. 1.4. Активная зона и паропроизводящая система HTGR:
1 — каналы предварительного напряжения; 2 — вспомогательный теплообменник активной зоны; 3 — тепловая защита; 4 — активная зона; 5 — вспомогательная газодувка; 6 — корпус из предварительно напряженного бетона; 7 — приводы регулирующих стержней и каналы загрузки топлива; 8 — регулирующие стержни; 9 — газодувка; 10 — топливные сборки; 11 — парогенератор; 12 — вертикальные предварительно напряженные крепления; 13 — опора корпуса
Топливом дня PWR служит слабо обогащенный (массовое содержание от 2,5 до 4%) UO2 в оболочке из циркониевого сплава циркалой-4. Для выравнивания энергораспределения и во избежание возникновения пиков в PWR используется так называемая гетерогенная система загрузки топлива. Активная зона состоит из ТВС с соответствующим обогащением и отдельных ТВС с природным или обедненным U, а также с внутренним и внешним бланкетами из природного урана (UO2); в PWR применяются различные системы загрузки активной зоны, рассмотренные в [27, 28].
Реактор с кипящей водой BWR первоначально разрабатывался на основе экспериментов на реакторных стендах BORAX I, II, III, т.д. и экспериментального реактора EBWR в Аргоннской национальной лаборатории в 1956 г. Первый демонстрационный BWR, сооруженный на АЭС в Дрездене, к югу от Чикаго, штат Иллинойс, вступил в эксплуатацию в 1960г., мощность реактора 200МВт (эл.).
Топливом BWR также служит слабо обогащенный (массовое содержание от 1,5 до 3%) UO2 в оболочке из циркалоя-2, аналогичного по составу циркалою-4, используемому для изготовления твэлов PWR. Для выравнивания энергораспределения в активной зоне BWR применяют трехзонную систему загрузки топлива.
В основном степень обогащения топлива как в PWR, так и BWR пропорциональна радиусу активной зоны, т.е. степень обогащения возрастает с увеличением радиуса. Вода или пар используются в качестве замедлителя, отражателя, теплоносителя, экранирующего материала (для нейтронов) и рабочего тепа в PWR или BWR [29, 30].
Рис. 1.5. Продольный разрез АЭС с реактором PWR (компания Westinghouse): 1 — вход охлаждающей воды; 2 — градирня; 3 — турбинный зал; 4 — подогреватели теплоносителя; 5 — трубопровод; 6 - ядерний реактор; 7 — парогенераторы; 8 — здание реактора; 9 — полярный кран; 10 — охлаждающий бассейн отработавшего топлива; 11 — компрессор; 12 — хранение топлива; 13 — корпус реактора
На рис. 1.5 изображено продольное сечение типичной АЭС с PWR, а на рис. 1.6 представлена принципиальная схема активной зоны и системы подачи пара в на рис. 1.7 показано продольное сечение передвижной плавучей АЭС на рис. 1.8 и 1.9 представлено продольное сечение корпуса типичного с детальным изображением оборудования и системы циркуляции теплоносителя. Нужно отметить, что показанный на рис. 1.7 конденсатор представляет собой специальное оборудование, обеспечивающее годовым запасом льда для конденсации сбросного пара. Сбросный пар выделяется при понижении давления теплоносителя в первом контуре плавучей АЭС. При использовании конденсатора для конденсации сбросного пара требуется очень небольшое занимаемое пространство.
Рис. 1.6. Активная зона и ядерная паропроизводящая система реактора PWR:
1 — ядерный реактор; 2 — здание реактора; З - регулирующие стержни; 4 — парогенератор; 5 — активная зона; 6 — циркуляционный насос первого контура; 7 — паропровод; 8 — система турбогенератора; 9 — подвод охлаждающей воды конденсатора; 10 — конденсатор; 11 — циркуляционный насос второго контура
Рис. 1.7. Продольный разрез плавучей энергетической установки с PWR:
1 — лайнер; 2 — аккумулятор; 3 — насос первого контура; 4 — впускные двери; 5 — конденсатор; 6 — стальная оболочка; 7 — бетонный защитный корпус; 8 — полярный кран; 9 — парогенератор; 10 — защита привода регулирующих стержней; 11 — ядерный реактор; 12 — компрессор
Рис. 1.8. Продольный разрез корпуса PWR (компания Westinghouse):
1 — проушина для захвата; 2 — высокая балка; 3 — верхняя поддерживающая плита; 4 — консоль опоры внутренних деталей; 5 — корпус активной зоны; 6 — дополнительная опора; 7 — впускной патрубок; 8 — верхняя плита активной зоны; 9 — тепловая защита; 10 — корпус реактора; 11 — радиальная опора; 12 — кованая нижняя часть корпуса; 13 — направляющие регулирующих стержней; 14 — механизм привода регулирующих стержней; 15 — контрольно-измерительные устройства термопар; 16 — верхняя крышка; 17 — тепловая рубашка; 18 — наружная трубка управляющего стержня; 19 — стопорные пружины; 20 — центрирующее устройство; 21 — направляющая трубка регулирующего стержня; 22 — канал привода регулирующего стержня; 23 — регулирующий стержень (выведенное состояние) ; 24 — выпускной патрубок; 25 — дефлектор; 26 — прокладка; 27 — топливные сборки; 28 — нижняя плита активной зоны; 29 — смеситель потока; 30 — опоры активной зоны; 31 — гильзы контрольных датчиков
Рис. 1.10. Разрез реакторного здания PWR: 1 — тороидальная камера снижения давления; 2 — основание реактора; 3 — активная зона; 4 — сепаратор пара; 5 — мостовой кран; 6 — корпус реактора; 7 — здание реактора; 8 — хранилище топлива; 9 — тепловая защита здания; 10 — сухой колодец; 11 — защитный экран; 12 — металлическая оболочка; 13 — уровень земли
Рис, 1.9. Схема циркуляции теплоносителя в PWR:
1 — корпус, несущий давление; 2 — впускной патрубок; 3 — защитные трубки регулирующих стержней; 4 — привод регулирующего стержня; 5 — регулирующий стержень; 6 — выпускное пространство; 7 — выпускной патрубок; 8 — крепежная плита ТВС; 9 — ТВС; 10 — корпус активной зоны; 11 — каркас активной зоны; 12 — опора активной зоны; 13 — наконечники контрольно-измерительных приборов
На рис. 1.10 изображены активная зона, сухой колодец реактора и камера подавления давления BWR. В случае аварии с прорывом главного трубопровода пар из реактора попадает в сухой колодец и оттуда по специальным каналам в камеру подавления давления, где произойдет его конденсация. На рис. 1.11 показано продольное сечение корпуса BWR с детальным изображением оборудования. Схема движения теплоносителя и пара в BWR приведена на рис. 1.12.
Рис. 1.11. Разрез корпуса BWR (компания General Electric):
1 — размещение приводов регулирующих стержней; 2 — герметизирующие кольцевые прокладки; 3 — струйный насос; 4 — впускной патрубок охлаждающей воды; 5 — датчики слежения за нейтронным потоком в активной зоне; 6 — распылитель активной зоны; 7 — крепление кожуха зоны; 8 — водосборник распылителя активной зоны; 9 — верх кожуха; 10 — распылитель питательной воды; 11 — проушины захвата экранирующей насадки; 12 — выходной патрубок пара; 13 — пароперегреватель; 14 — проушины захвата пароперегревателя; 15 — верхняя крышка реактора; 16 — верхний выпускной клапан; 17 — направляющие опоры пароперегревателя и кожуха зоны; 18 — сепаратор пара и паропровод в сборе; 19 — впускной патрубок питательной воды; 20 — верхняя направляющая топливных сборок; 21 — канал охлаждения топливных сборок; 22 — ТВС; 23 — регулирующие стрежни; 24 — крепление топлива; 25 — вход теплоносителя в пучок ТВС; 26 — экранирующая оболочка активной зоны; 27 — плита активной зоны; 28 — ограничитель скорости; 29 — выходной патрубок охлаждающей воды: 30 — труба регулирующего стержня; 31 — опора реактора
Рис. 1.12. Схема циркуляции воды и пара в корпусе реактора BWR:
1 — циркуляционный насос; 2 — струйный насос; 3 — коллектор разводки труб; 4 — вход питательной воды; 5 — оболочка активной зоны; 6 — верхняя крышка корпуса; 7 — паропровод; 8 — сепаратор пара; 9 — ТВС; 10 — циркуляционная труба; 11 — нижнее пространство; 12 — каналы охлаждения; 13 — сушильная камера; 14 — паровой колпак
