Архитектура Аудит Военная наука Иностранные языки Медицина Металлургия Метрология Образование Политология Производство Психология Стандартизация Технологии |
AGR (advanced gas-cooled reactor)
Этот реактор представлял собой дальнейшее развитие реакторов типа Magnox. Строительство первого реактора AGR усовершенствованный еактор с газовым охлаждением. Главным отличием от технологии Magnox является оболочка ядерного топлива сделаная из нержавеющей стали, а в качестве топлива использовался не металлический природный уран, а керамический, обогащённый на 2%. Следующие модели реакторов типа AGR третьего поколения достигли широкого распространения по сравнению с реакторами типа Magnox новое поколение имело большую производительность – до 600 МВт, а затем и 1000 МВт электроэнергии.
Примечание: Все три реактора Северной Кореи, основаны на технологии Magnox.
В реакторах AGR температура газа на выходе достигает 650оС, а КПД ~ 40%. Использование металлического топлива Magnox стало основной причиной экологических проблем, связанных с безопасностью. Металлический уран быстрее подвергается коррозии при взаимодействии с водой, чем керамическое топливо на основе окиси урана. При взаимодействии с водой металлический уран образует окись урана и гидрид урана, оба легковоспламенимые вещества. Это представляет дополнительную угрозу безопасности реактора. Сильно корродируют и отработанные ТВЭЛы при их промежуточном хранении в бассейнах при АЭС. В настоящее время Великобритания остаётся единственной в мире страной, до сих пор использующей на АЭС реакторы с газовым охлаждением (26 из 27). Реакторные установки подобного типа есть в Италии и Японии.
Преимущества:
Недостатки:
РЕАКТОРЫ ПОКОЛЕНИЯ IV. Выбор типа будущих АЭС на данный момент определяться, и ограничиваться следующими факторами:
1. экономикой, низкой стоимостью капитальных затрат (≤ 1000 дол. США/кВт-эл.); 1.1. Стандартизированные проекты для каждого типа, упрощающие процедуру лицензирования, уменьшающие их стоимость и сроки строительства. 1.2. Более простые конструкции, облегчающие их управление и исключающие влияние ошибок персонала. 2. решаемостью вопросов безопасности; 2.1. исключение возможности расплава активной зоны реактора 2.2. вероятность тяжелого повреждения активной зоны ~ 10-6 1/р. г, 2.3. вероятность крупного выброса во внешнюю среду ~ 10-7 1/р. г. 3. приемлемой экологичностью. 4. обеспечением величины коэффициента воспроизводства КВ≥ 1; 5. применением замкнутого топливного цикла с переработкой топлива; 6. степенью освоенности технологии теплоносителя; 7. возможностью реализации энергоблоков различной эл. мощности (300-1700 МВт);
Вышеперечисленным требованиям сегодня удовлетворяют два типа перспективных реакторов 4-го поколения: 1) быстрые реакторы, с натриевым теплоносителем 2) реакторы с быстрым (или с быстро-резонансным) спектром нейтронов с охлаждением водой СКД. Наибольший опыт по эксплуатации быстрых реакторов с натриевым теплоносителем имеется у России, Франции и Японии. Международным сообществом разрабатывается концепция SCWR (Super Critical Water Reactor) реакторов с тепловым и быстрым спектрами нейтронов, внедрение которых планируется осуществить к 2030 г. Преимущества сверхкритического состояния воды заключается в отсутствии фазового перехода вода - пар и высокой теплопроводностью. (Критические параметры воды p=22, 1 МПа, t=3740 С). В России концепция SCWR сведена в проект ВВЭР-СКД для РУ теплового и быстрого спектра нейтронов.
ВВЭР-СКД В России, как и за рубежом, проводятся работы по двум направлениям: корпусные реакторы со сверхкритическим давлением (СКД) и канальные реакторы СКД. Канальный и корпусной реакторы СКД являются развитием реакторов РБМК и ВВЭР с использованием многолетнего опыта эксплуатации этих реакторов. Корпусные реакторы отличаются компактностью установки (в 3 раза меньше эквивалентный диаметр активной зоны) и внедрением заводской технологии изготовления (корпус, турбина и др.). Канальные – формированием спектра вне ТВС (за корпусом канала), наличием опыта эксплуатации с ядерным перегревом пара. В ВВЭР-СКД планируется достигнуть КПД ~ 45%. Давление составляет 24, 5 МПа, а температуры теплоносителя на входе и выходе из активной зоны - 290°C и 540°C, соответственно. В качестве ядерного топлива в нём могут использоваться оксид урана, MOX или керметное топливо.
Табл. 16 Технические характеристики различных проектов РУ с СКД Критические параметры воды − давление 22, 1 МПа, температура 374 оС. При за-критическом давлении отсутствует фазовый переход жидкость-пар. Вода при СКД может считаться однофазной средой, свойства которой сильно зависят от температуры (см. рис. 1, 2). Т
Табл. 17 Основные характеристики установок ВВЭР СКД. Материалы: Материал труб – сталь Х11В2МФ (ЭИ 756, Сr-11, W-2, V) и ее замена -новая жаропрочная сталь 10Х9МФБ-Ш (ДИ82-Ш). Преимущества: · повышение КПД от достигнутого на действующих АЭС уровня ~33% до 45%; · сокращение расходов урана в случае реализации концепции быстрого реактора, позволяющего получить коэффициент воспроизводства близкий к единице; · сокращение объемов строительства и монтажа; · повышенная безопасность (отсутствует такое явление как критический тепловой поток, который в ВВЭР в аварийных режимах может привести к перегреву и повреждению части ТВЭЛов); · меньший, чем в ВВЭР (в 5-10 раз) расход теплоносителя через активную зону, что позволяет сократить диаметры основных трубопроводов и мощности насосов; · сокращение металлоемкости собственно ядерно-энергетической части АЭС за счет исключения парогенераторов и др. оборудования второго контура; · сокращение тепловых сбросов в окружающую среду.
ТВС и ТВЭЛ проекта ВВЭР – СКД Характеристики ТВЭЛа: Оболочка 6, 9× 0, 6; 9, 1× 0, 7 и 10, 7× 0, 6 мм. Материал топливной композиции – диоксид урана; МОХ-топливо, керметное топливо. Выгорание диоксида урана – до 60 МВт сут/кг U. Нейтронно-физические условия эксплуатации ТВЭЛов Размер оболочки ТВЭЛа – 10, 7× 0, 55 мм. Максимальная нагрузка – 280 Вт/см. Максимальная повреждающая доза (накопленная в центре реактора в течение 4 лет и ½ года на периферии а.з.) – 40 сна (смещение на атом). Выгорание топлива – 38, 5 МВт сут/кг т.а. К сравнению для теплового реактора максимальная повреждающая доза не превышает 15 сна. Популярное:
|
Последнее изменение этой страницы: 2016-04-10; Просмотров: 1845; Нарушение авторского права страницы