Сравнение конструкционных и компоновочных решений интегральных и петлевых реакторов на быстрых нейтронах (АЭС)

3.2.6.

Конструкции реакторов с натриевым теплоносителем в петлевом и интегральном вариантах имеют существенные различия. Предпочтение одному из них можно отдать только после комплексного анализа таких факторов, как проектирование, строительство, требования безопасности, стоимости и опыта эксплуатации. Расположение реактора, насосов первого контура и промежуточных теплообменников в отдельных бетонных боксах определяет достоинство петлевой компоновки. В такой компоновке при значительном удалении теплообменников от активной зоны легко обеспечивается защита второго контура от активного воздействия нейтронного потока, проще решаются вопросы монтажа из-за расширения фронта монтажных работ, а также обеспечивается легкий доступ к оборудованию и удобство при обслуживании, ремонтах и реконструкции.. Большая часть трубопроводов первого контура доступна для осмотра и проведения ремонтных работ после соответствующей подготовки. При контурном варианте конструкции реактора не нужен большой корпус, и, кроме того, накоплен большой опыт проектирования и эксплуатации АЭС с ядерными реакторами контурного» типа, такими как реакторы ВВЭР. Петлевая компоновка дает возможность широкого варьирования числом единиц основного обо-рудования первого контура, что позволяет унифицировать оборудование для установок различной мощности.

Однако интегральная компоновка реактора обладает более высокой надежностью и безопасностью при внешних воздействиях, что обеспечивается большим количеством натрия в корпусе реактора, обладающего высокой тепловой инерцией. Все радиоактивное оборудование концентрируется в сравнительно небольшом объеме, что позволяет более надежно локализовать и предотвратить радиоактивные утечки. Компактное расположение оборудования активной зоны, промежуточных теплообменников, насосов первого* контура сокращает тракт теплоносителя первого контура, уменьшает его сопротивление, что приводит к улучшению условий развития естественной циркуляции по первому контуру при полном обесточивании установки.

С экономической точки зрения, по исследованиям, проведенным в США, нельзя отдать предпочтение ни тому, ни другому варианту конструкции. Без достаточного эксплуатационного опыта на современном этапе довольно сложно однозначно выделить один из этих двух вариантов.

Корпус ядерного реактора

Одним из главных элементов реактора является корпус. Специфические условия его работы, а также необходимость обеспечения его высокой надежности и безаварийности в течение длительного периода эксплуатации предъявляют жесткие требования в отношении качества материала,, сварки, точности изготовления и методов контроля корпуса. Поэтому экономически и технически более целесообразно изготовление корпуса полностью на заводе, такой вариант возможен для реакторов петлевой конструкции.

Корпуса реакторов как петлевых (Н= 11 000-14000 мм и диаметр 6000—7000 мм), так и интегральных (Н= 12 000-М4 000 мм и диаметр 13 000—14 500 мм) обычно разбивают на укрупненные блоки для перевозки их к месту монтажа по железной дороге. Причем корпуса разбивают на такие элементы, которые не только удовлетворяют требованиям железнодорожного габарита, но обеспечивают возможность качественной их сборки и сварки в условиях монтажной площадки с наименьшими затратами.

Увеличение геометрических размеров корпуса интегральных реакторов по сравнению с петлевыми более чем в 2 раза требует разбивки его на значительно большее число монтажных блоков, что приводит к некоторому усложнению технологии и увеличению сроков монтажа корпуса.

При интегральной компоновке насосы и промежуточные теплообменники свободно пропускаются через защитный экран, расположенный в верхней части реактора. Поэтому конструкция реактора должна обеспечивать уплотнение зазоров между корпусом реактора и корпусами механизмов (насосов) так, чтобы не было утечки инертного газа, заполняющего реактор, и вместе с тем была возможность теплового расширения. Весьма значительны при интегральной компоновке реактора трудности создания нейтронной

защиты, которая должна быть компактной, надежной и длительно работать в сложных температурных условиях. Некоторые проблемы возникают также с размещением ионизационных камер (рис. 3.16) для контроля и регулирования мощности реактора, с необходимостью исключения вибрации от работающих насосов первого контура. Для получения необходимого нейтронного потока на ионизационные камеры, расположенные вне корпуса, между активной зоной и корпусом размещены нейтроноводы. Конструкционно они обычно представляют собой вытеснители, заполненные инертным газом.

Рис. 3.16. Корпус реактора БН-600:
1 — кессон внереакторного механизма перегрузки; 2—кессон элеватора загрузки (выгрузки); ,3— страховочный корпус; 4 — корпус реактора; 5 — вытеснитель (нейтроновод); 6 — установочные винты опорной плиты; 7 — опорная плита; 8 — катковая опора реактора

содержание .. 40 41 42 43 44 45 46 47 48 49 50 ..