Конструктивное устройство реакторов на тепловых нейтронах.

 

Ядерные энергетические реакторы (ЯЭР), работающие на тепловых нейтронах делятся на два типа: корпусные и канальные.

Корпусный водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР) представляет собой вертикальный толстостенный цилиндрический сосуд массой 500 т рассчитанный на давление до 18 МПа.

Реактор располагается в бетонной шахте (см. рис 2), вокруг которого размешены парогенераторы и циркуляционные насосы. Все это оборудование окружено защитой, ослабляющей уровень нейтронного и гамма* излучения до регламентируемого.

Рис. 2. Реакторное отделение

 

Корпус реактора ВВЭР-1000 (см. рис. 3) имеет диаметр 4,5 м и высоту 11м, сварен из высокопрочной низколегированной углеродистой стали. Срок службы ядерного реактора около 25-30 лет и определяется предельно­-допустимой дозой нейтронов для корпуса ВВЭР.

 

 

Активная зона реактора, размещаемая в корпусе, имеет диаметр 3,12 м, высоту 3,55 м и состоит из 163 шестигранных тепловыделяющих сборок (ТВС) кассетного типа, из них с регулирующими стержнями - 61 сборка.

Каждая рабочая кассета (ТВС) содержит 317 цилиндрических трубок диаметром 9,1 мм (ТВЭЛов) и 12 направляющих стержней регулирования. Стенки кассет толщиной 2 мм, как и оболочки ТВЭЛоВ, выполнены из сплава циркония и 1% ниобия. Общая загрузка ядерным топливом составляет 75 т с 3,4-4,4% обогащением по урану-235.

Ежегодно 1/3 кассет с отработанным топливом подлежит замене на остановленном и разуплотненном реакторе. Извлечение отработавших кассет из реактора производится под водой специальной перегрузочной машиной с дистанционным управлением.

ВВЭР-1000 - двухконтурный (см. рис. 4), в качестве теплоносителя и замедлителя используете обессоленная обычная вода.

Рис. 4. Принципиальная схема АЭС с ВВЭР-1000:1 -реактор; 2 - парогенератор; 3 • главный циркуляционный насос (ГЦН): 4 - турбогенератор: 5 - конденсатор; 6 - питательный насос; 7 - водоем (и потребитель)

 

 

Первый контур - радиоактивный - включает в себя реактор и четыре циркуляционные петли, каждая из которых состоит из главного циркуляционного насоса (ГЦН), парогенератора и трубопроводов из аустенитной стали;

Циркуляционные насосы прокачивают воду через активную зону реактора под давлением около 16 МПа, которая отводит тепло от ТВЭЛов и переносит его в парогенератор. Температура воды на выходе из реактора 322 ⁰С. Расход воды через реактор 80000 м /ч.

Второй контур - нерадиоактивный, состоит из паропроизводящей части парогенераторов, турбины с генератором и вспомогательного оборудования, машинною отделения. В схему второго контура включена бойлерная установка для отопления зданий промплощадки и жилого поселка.

Четыре парогенератора генерируют около 6000 т/ч сухого насыщенного пара с температурой 274°С, который под давлением 6 МПа по трубопроводам второго контура подается к турбинам.

Опыт эксплуатации водо-водяных реакторов показал, что наряду с достоинствами этого типа реакторов, они имеют ряд существенных недостатков:

• возможны «протечки» в местах соединений трубопроводов системы охлаждения из-за дефектов конструкционных материалов, а также из-за коррозии в парогенераторе;

• возможны нарушения герметичности стержней (ТВЭЛов), а также их пере­грев, в результате чего, выделяющийся из воды водород способен взрываться;

• не исключается разрыв корпуса реактора из-за огромного давления образовавшегося пара с выбросом радиоактивных продуктов деления.

Вторым типом ЯЭР является урано-графитовый канальный реактор РБМК- 1000 (реактор большой мощности канальный) - по своим габаритам существенно больше корпусных, но зато они набираются повторением одинаковых элементов сравнительно небольших размеров, что позволяет легко наладить их массовое производство (рис.5).

Рис. 5. Общий вид реактора РБМК-1000: 1 - активная зона (графитовая кладка); 2 -  индивидуальные водяные трубопроводы; 3 -  напорный коллектор;  4 -  главный циркуляционный насос; 5 — боковая биологическая защита; 6— барабан-сепаратор; 7 — индивидуальные пароводяные трубопроводы; 8 — система управления и  защиты (СУЗ); 9 - разгрузочно-загрузочная машина

Реактор размещается в бетонной шахте 21,6x21,6 м и высотой 25,5 м (см. рис. 5), графитовая кладка цилиндрической формы служит замедлителем нейтронов, её месса 1700 т.

Графитовая кладка состоит из отдельных, собранных в колоны, блоков с вертикальными цилиндрическими отверстиями вдоль всей высоты кладки, в которые устанавливаются 1693 технологических канала. Наряду с этим имеется 211 каналов системы управления и аварийной защиты, которые располагаются в центральных отверстиях графитовой кладки.

В каждом технологическом канале размещается кассета с двумя тепловыделяющими сборками (ТВС). Каждая сборка состоит из 18 ТВЭЛов с дайной тепловыделяющей части 3,5 м. Таким образом, высота активной зоны реактора составляет 7,0 м, а диаметр 11,8 м.

В качестве ядерного топлива используется спекшийся диоксид урана; обогащение - 2% по урану - 235; общая загрузка ураном - 192 т. РБМК - одноконтурные (рис, 5), теплоносителем служит обессоленная обычная вода, которая подводится снизу к каждому технологическому каналу.

 

Рис. 6.Принцишальная схема АЭС с РБМК-1000: 1 -реактор; 2-барабан-сепаратор; 3-турбогенератор; 4-ГЦН; 5 - потребитель тепла, б- воздушно-конденсационная установка (градирня)

 

Поднимаясь вверх и омывая ТВЭЛы, она перегревается и частично испаряется. Отвод пароводяной смеси из верхней части технологических каналов к сепараторам осуществляется по индивидуальным трубопроводам.

Очищенный в сепараторе от радиоактивных продуктов сухой пар поступает по трубопроводам к турбинам. Конденсат отработавшего в турбине пара через сепаратор вновь возвращается в реактор. Давление пара на выходе из реактора 6,5 МПа, а температура 280 °С.

Основным достоинством реакторов типа РБМК является отсутствие трудоемкого в изготовлении прочного корпуса, а также сложного и дорогостоящего парогенератора. Возможность проведения поканального контроля режима работы и состояния ТВЭЛов, позволяет осуществлять отключение канала и замену ТВС, т.е. проводить перегрузку топлива без остановки реактора. Используется менее обогащенное топливо.

Вместе с тем, реакторы РБМК требуют более высокой квалификации и большей предосторожности при эксплуатации, в частности:

• возможен рост реактивности при нарушении циркуляции теплоносителя через активную зону;

• при срабатывании аварийной защиты замедляется спад тепловой мощности из-за большой аккумуляции тепловой энергии в графитовой кладке и металлоконструкциях активной зоны;

• при аварийном разрыве, трубопровода замедляется темп падения давления теплоносителя из-за большого парового объема в контуре охлаждения.

После аварии на ЧАЭС приняты необходимые меры по повышению надежности и безопасности уже действующих установок:

• увеличено количество регулирующих стержней с 30 до 70-80, которые поглощают нейтроны, что существенно снижает реактивность реактора при увеличении паросодержаиия;

• установлены дополнительные сигнализаторы режима работы главных циркуляционных насосов;

• автоматизированы системы расчета запаса реактивности и аварийной остановки реактора и др.