содержание   ..  10  11  12  13  14  15  16  17  18  19  20  ..

2.2.3.

Конструкции каналов уран-графитовых реакторов АЭС

ТВС с кольцевыми (трубчатыми) твэлами. Исходя из накопленных в начальный период развития атомной энергетики знаний, для первой в мире АЭС советскими учеными был выбран гетерогенный реактор на тепловых нейтронах с графитовым  замедлителем и водяным теплоносителем. Одной из главных задач было создание надежных и простых по конструкции ТВС.

Канальный реактор рассматривается в двух вариантах. Первый вариант, когда отвод тепла осуществляется циркулирующей водой по трубам, внутри которых размещаются сборки твэлов любого возможного типа: стержневые, кольцевые и т. п. При этом вся поверхность твэлов омывается теплоносителем и при разрушении твэла продукты деления урана поступают в первый контур. Во втором варианте теплоноситель циркулирует по каналам, состоящим из трубок малого диаметра, служащих одновременно конструктивной основой для твэлов. В этом случае твэл имеет вид трубки с односторонним отводом тепла. При возможном разрушении такого твэла продукты деления не попадают в теплоноситель, а выносятся в полость кладки реактора, откуда направляются в соответствующие очистные тракты.

По соображениям безопасности, а также для уменьшения количества стали в активной зоне было принято решение использовать трубчатый тепловыделяющий элемент с односторонним охлаждением водой, которая движется по стальной трубке, пронизывающей твэл.

Канал реактора Первой АЭС (рис. 2.26) представляет цилиндрическую конструкцию диаметром 65 и длиной 6500 мм, состоящую из головки, графитовых и стальных втулок, внутри которых расположены твэлы и трубки. Теплоноситель отводится от распределительного коллектора к верхней головке канала, откуда по трубке 15X0,6 мм подается вниз к хвостовику канала. В хвостовике теплоноситель распределяется по четырем периферийным трубкам 9X0,4 мм с твэлами, поднимается к верхней головке, откуда отводится к собирающему кольцевому коллектору.

Компенсация темйературных расширений трубок производится змеевиковыми компенсаторами, расположенными на каждой периферийной трубке у верхней головки. По схеме движения теплоносителя канал представляет U-образ-ную конструкцию с односторонним подводом и отводом теплоносителя. Подобная схема является достаточно компактной и позволяет быстро заменять каналы.

Наличие опускного участка в канале снижает энергонапряженность реактора и ухудшает физические показатели из-за введения дополнительных конструкционных материалов в активную зону. Конструкционно канал и твэл выполнены так, что тепло, выделяющееся в графитовой кладке реактора, частично отводилось водой, протекающей вниз по опускной трубке канала, а частично водой, охлаждающей твэлы. На оболочке твэлов имеются наружные гофры, которые центрируют твэлы в отверстиях графитовых втулок.

Контроль за целостностью наружных оболочек твэлов ведется путем прокачивания газа через полость канала и измерения его активности; появление течи в трубках каналов определяется по увеличению давления в полости канала.

В первой партии топливных каналов, загруженных в реактор в мае 1954 г., содержалось 546 кг урана с 5 %-ным обогащением. В качестве конст-рукционного материала для каналов была использована нержавеющая аусте-нитная сталь. На Первой АЭС был отработан простой и безопасный режим перехода с водяного охлаждения твэлов на паровое, что послужило основой конструкции уран-графитовых реакторов канального типа с трубчатыми твэлами и ядерным перегревом пара.

Рис. 2.26. Технологический канал реактора Первой АЭС:
1 — верхняя головка; 2 — температурный компенсатор; 3 —
стальная втулка; 4 — центральная трубка; 5 — периферийная трубка; 6 — графитовая втулка; 7— твэл; 8 — нижняя головка

Рис. 2.26- 2.27

Технологические каналы Белоярской АЭС (рис. 2.27, 2.28) содержат трубки и твэлы, размещенные в графитовых металлических втулках, образующих цилиндр диаметром 75, длиной 13 500 мм у испарительных каналов и 12 900 мм у пароперегревательных. Первоначально, до 1972 г., в канале было расположено шесть твэлов. Каждый твэл состоит из двух трубок: внутренней, несущей давление теплоносителя, и наружной. Объем, образованный трубками, заполняется топливом.

В испарительный канал теплоноситель поступает в верхнюю головку и по трубке 20x1 мм подается в нижнюю головку, откуда по шести периферийным трубкам, несущим твэлы, направляется вверх. При движении вверх вода подогревается от 300 до 330°С (при давлении 13 МПа), частично испаряется и выходит из канала с 20—30 %-ным паросодержанием.

Для лучшего распределения воды по периферийным трубкам на входе в каждую из них устанавливается дроссельная шайба. В нижней части каждой периферийной трубки имеется трубчатый компенсатор температурных расширений. За ним располагаются твэл и подъемная трубка диаметром 20x1 мм.

В пароперегревательный канал пар на перегрев поступает в верхнюю головку и по трем периферийным трубкам, имеющим компенсаторы температурных расширений, через опускные твэлы направляется вниз к нижней головке, откуда по трем другим периферийным трубкам с подъемными твэлами поднимается вверх к камере. Из этой камеры он поступает в верхнюю головку и по паропроводу отводится к сборному коллектору перегретого пара.

Ниже приведены основные характеристики испарительного (первая колонка) и пароперегревательного (вторая колонка) каналов Белоярской АЭС.

В 1972 1973 г. в реакторах Белоярской АЭС установили модернизированные испарительные и пароперегревательные каналы с пятью твэлами в каждом канале. Технологические каналы в реакторе первого блока делят активную зону на три части. В центре и на периферии располагаются только ис-парительные каналы, а в средней части чередующимися рядами — испарительные и пароперегревательные. В реакторе второго блока пароперегревательные и испарительные каналы располагаются в центре активной зоны чередующимися рядами, на периферии расположены только испарительные каналы. В реакторе первого блока БАЭС 730 испарительных и 268 пароперегревательных каналов. В реакторе второго блока 732 испарительных и 266 пароперегревательных каналов.

Для определения целостности наружных трубок твэлов вдоль них перекачивается газ, поступающий в полость канала из кладки реактора через зазоры в графитовых втулках. Отводится газ из верхней части канала через отверстия в его верхнем кожухе и импульсную трубку, приваренную к стояку канала. Газ через систему импульсных трубок (от каждого канала) направляется к приборам, измеряющим его активность. Нарушения в оболочках твэлов определяются по активности газа, поступающего из того или иного канала, по сравнению с фоновой активностью газа в реакторе. Контроль за герметичностью трубок канала производится по повышению давления в полости канала. Для этого на каждый канал устанавливается сигнализатор повышения давления.

Главная особенность реактора первого и второго блоков БАЭС заключается в ядерном перегреве пара (Р=9 МПа; t=510-520 °С), что позволяет использовать на АЭС турбины, применяемые на тепловых станциях. Перегрев пара до температуры 510—520 °С непосредственно в активной зоне приводит к необходимости применять температуростойкие материалы, которые неблагоприятны в нейтронно-физическом отношении и приводят к снижению общей эффективности использования ядерного топлива. Это главный недостаток ядерного перегрева пара.

Способ охлаждения активной зоны реактора БАЭС осуществляется двумя потоками теплоносителя: одним с нагревом до умеренных и другим с нагревом до необходимых высоких температур. В этом случае часть активной зоны реактора, где осуществляются нагрев и кипение воды, оказывается в благоприятных с точки зрения физики реактора условиях работы, а влияние отрицательных качеств высокотемпературной части активной зоны существенно снижается.

содержание   ..  10  11  12  13  14  15  16  17  18  19  20  ..