Устройство на АЭС с тепловыми реакторами

Наибольшее распространение в мировой энергетике получили реакторы на тепловых нейтронах двух видов: корпусные и канальные.

Основной особенностью корпусных реакторов является то, что их активная зона располагается в толстостенном корпусе. Корпусные реакторы имеют две разновидности:

l реакторы с водой под давлением (в английской транскрипции PWR - pressed water reactor, ВВЭР - водо - водяной энергетический реактор);

l кипящие реакторы (BWR - boiling water reactor).

В водо - водяном реакторе циркулирует только вода под высоким давлением. В кипящем реакторе над поверхностью жидкости образуется насыщенный водяной пар, который направляется в паровую турбину. В корпусных реакторах и теплоносителем, и замедлителем является вода. Реакторы кипящего типа в России не строят.

На рис.5.2 представлен реактор ВВЭР-1000 (электрическая мощность 1000 МВт) (а - продольный разрез, б - внешний вид).

Рисунок 5.2. Ядерный реактор ВВЭР-1000

Корпус реактора состоит из цилиндрического сосуда и крышки 3, притягиваемой к сосуду шпильками 2. В сосуде подвешивается шахта 5, представляющая собой тонкостенный сосуд с уплотнением 6 и системой отверстий, обеспечивающих направленное движение теплоносителя (воды). Теплоноситель с давлением 157 ат и температурой 289^О С поступает по четырём штуцерам в кольцевое пространство между корпусом и шахтой и движется вниз между ними. На этой стадии вода выполняет функцию отражателя нейтронов. Дно шахты 5 имеет многочисленные отверстия, через которые вода попадает внутрь шахты, в которой располагается активная зона, состоящая из отдельных шестигранных тепловыделяющих сборок (рис. 5.3), каждая из которых содержит 312 ТВЭЛов (рис. 5.4).

Поступающий через перфорированное дно шахты теплоноситель движется вверх, омывает ТВЭЛы, разогретые в процессе деления ядерного горючего, нагревается и с температурой 322, 5^О С через перфорации в верхней части шахты и четыре выходных отверстия направляется в четыре парогенератора.

 

Рисунок 5.3 ТВС реактора ВВЭР-1000 Рисунок 5.4. Тепловыделяющий элемент

Корпус реактора представляет собой уникальную конструкцию, сваренную из отдельных элементов, изготовленных ковкой. Эти элементы выполняются двухстенными, а их масса составляет около 100 т. Масса корпуса без крышки более 300 т., а крышки и шпилек около 100 т.

Реактор ВВЭР обязательно имеет компенсатор давления, представляющий собой довольно сложную и громоздкую конструкцию; он служит для выравнивания колебаний давления в контуре во время работы реактора, возникающих за счёт теплового расширения теплоносителя. Давление в 1-м контуре может доходить до 160 атмосфер (ВВЭР-1000).

Помимо воды, в различных реакторах в качестве теплоносителя может применяться также расплавленный натрий или газ. Использование натрия позволяет упростить конструкцию оболочки активной зоны реактора (в отличие от водяного контура, давление в натриевом контуре не превышает атмосферное) и избавиться от компенсатора давления, но создаёт свои трудности, связанные с повышенной химической активностью этого металла.

Реакторы серии ВВЭР установлены на: Балаковской, Ростовской, Калининской, Кольской и Нововоронежской АЭС.

Корпус ядерного реактора серии ВВЭР показан на рис. 5.5.

Рисунок 5.5 Корпус ядерного реактора серии ВВЭР

Альтернативой корпусным реакторам являются канальные реакторы, которые строились только в СССР под названием РБМК - реактор большой мощности канальный. Такой реактор представляет собой графитовую кладку с многочисленными каналами, в каждый из которых вставляется как бы небольшой кипящий реактор малого диаметра. Замедлителем в таком реакторе служит графит, а теплоносителем - вода. Реактор канального типа РБМК - 1000 (электрическая мощность 1000 МВТ, тепловая мощность реактора 3200 МВт) показан на рис. 5.6.

Рисунок 5.6

Он состоит из собственно реактора 1, барабанов - сепараторов 3, ГЦН 6 и водяных и пароводяных коммуникаций. Технологический канал реактора РБМК-1000 приведен на рис. 5.7.

Рисунок 5.7. Технологический канал реактора РБМК-1000

Активная часть реактора представляет собой графитовую кладку 10 из блоков сечением 250 250 мм. В центре каждого блока сделано вертикальное отверстие (канал), в которое помещается парогенерирующее устройство. Совокупность парогенерирующего устройства, кладки и элементов их установки называется технологическим каналом. Он включает в себя трубу, состоящую из центральной (циркониевой) части 11, расположенной в области графитовой кладки 10, и двух концевых частей 4 и 14, выполненных из нержавеющей стали. Внутри подвешивается ТВС, состоящая из двух последовательно расположенных пучков. Каждый пучок состоит из 18 стержневых ТВЭЛов диаметром 13, 6 мм, толщиной стенки 0, 9 мм и длиной 3, 5 м.

В нижнюю концевую часть трубы 14 каждого канала поступает вода из ГЦН (рис.5.7) и движется вверх, омывая пучки 9 ТВС. При этом вода нагревается до состояния кипения, частично испаряется и с массовым паросодержанием примерно 15 % направляется в барабан - сепаратор 5. Здесь вода и пар разделяются: пар направляется в паровую турбину, а вода с помощью ГЦН снова возвращается в технологические каналы. Активная зона (графитовая кладка) окружена стальным герметичным кожухом и заполнена смесью гелия и азота при небольшом избыточном давлении.

В период разработки реакторов РБМК температурный предел работы сплавов циркония (оболочки ТВЭЛов) был недостаточно высок. Это определило относительно невысокие параметры пара 70 ат, 284 ^О С. Реакторы серии РБМК установлены на: Курской, Ленинградской и Смоленской АЭС.

Если сравнивать реакторы типа ВВЭР и РБМК, то основное преимущество ВВЭР в том, что они обладают большей безопасностью:

l реактор ВВЭР имеет защитную оболочку, не допускающую выхода радиоактивных элементов за её пределы;

l в случае потери охлаждения активной зоны цепная реакция в реакторе ВВЭР затухает, в реакторе РБМК - разгорается;

l активная зона реактор ВВЭР не содержит горючего вещества - графита.

Использование в энергетике России энергоблоков типа РБМК объясняется тем, что до ввода в конце 70-х годов завода «Атоммаш» (г. Волгодонск), производящего реакторы типа ВВЭР, СССР мог производить только по одному корпусу реактора в год на Ижорском заводе. Элементы реактора РБМК могли производиться многими общемашиностроительными заводами и не требовали такого уникального оборудования, которое необходимо для изготовления реакторов типа ВВЭР. Сейчас в России производятся только усовершенствованные реакторы типа ВВЭР. Завод «Атоммаш» может ежегодно изготавливать до 8 реакторов.

Важным преимуществом реактора РБМК является возможность непрерывной (ежедневной) замены отработавших ТВС перегрузочной машиной без остановки его. Реактор типа ВВЭР необходимо ежегодно останавливать (со снятием верхнего блока и крышки) для замены 1/3 отработанного топлива.

 

5.5.Производство электроэнергии на АЭС с тепловыми реакторами

Тепловая схема двухконтурной АЭС с реакторами типа ВВЭР приведена на рис. 5.8.

Рисунок 5.8. Тепловая схема двухконтурной АЭС с реакторами типа ВВЭР

Первый контур находится в реакторном отделении. Он включает реактор типа ВВЭР, через который с помощью ГЦН прокачивается вода под давлением 160 ат. На входе в реактор вода имеет температуру 289^О С, на выходе - 322 ^О С.

Как видно из рис.2.2 при давлении 160 ат вода может закипеть только при температуре 346 ^О С. Таким образом, в первом контуре АЭС всегда циркулирует только вода без образования пара.

Из ядерного реактора вода с температурой 322^О С поступает в парогенератор. Парогенератор - это горизонтальный цилиндрический сосуд (барабан) частично заполненный водой второго контура. Парогенератор, по существу, является кипятильником, выпаривающем воду при повышенном давлении.

С помощью питательного насоса (ПН) в парогенераторе создаётся давление существенно меньшее, чем в первом контуре (давление свежего пара =60 ат). Поэтому уже при нагреве до 275^О С в соответствии с рис.2.2 вода в парогенераторе закипает вследствие нагрева её теплоносителем с температурой 322 ^О С. Таким образом, в парогенераторе, являющимся связующим звеном первого и второго контура (расположенным в реакторном отделении), получается сухой насыщенный пар с давлением =60 ат, температурой =275 ^О С и небольшой влажностью (0, 5%). Необходимо обратить внимание на низкие начальные параметры пара на входе в турбину и наличие влаги (хотя и небольшой).

Полученный пар по паропроводу поступает в ЦВД паровой турбины. Здесь он расширяется до давления примерно 10 ат. При этом влажность пара возрастает до 10-12 %; поэтому после ЦВД пар направляется в сепаратор-пароперегреватель (СПП). В сепараторе от пара отделяется влага, и он поступает в пароперегреватель, где его параметры доводятся до значений 10 ат, 250^О С. Таким образом, пар на выходе СПП является перегретым и с такими параметрами поступает в ЦНД. Расширившись в ЦНД, пар поступает в конденсатор, а из него в конденсатно-питательный тракт, аналогичный как в обычной ТЭС.

Важно отметить, что во втором контуре циркулирует нерадиоактивная вода, что существенно упрощает эксплуатацию и повышает безопасность АЭС.

Тепловая схема одноконтурной АЭС с реакторами РБМК-1000 приведена на рис.5.9. На таких АЭС один и тот же теплоноситель циркулирует через реактор и паротурбинную установку.

 

Рисунок 5.9. Тепловая схема одноконтурной АЭС с реакторами РБМК-1000

Питательная вода с помощью ГЦН с параметрами 80 ат и 265^О С из раздаточного коллектора поступает в технологические каналы, размещённые в активной зоне реактора. На выходе из каналов пароводяная смесь с паросодержанием 14-17% собирается в коллекторе и затем подаётся в барабан-сепаратор, служащий для разделения пара и воды. Образующийся пар с параметрами 65 ат и 280^О С поступает в паровую турбину.

Пар, получаемый в реакторе и сепараторе, является радиоактивным вследствие растворённых в нём радиоактивных газов; при этом наибольшую концентрацию имеют паропроводы свежего пара. Поэтому их прокладывают в бетонных коридорах, служащих биологической защитой. По той же причине пар к турбине подводится снизу.

Пар, расширившись в ЦВД до давления 3, 5 ат, направляется через СПП в ЦНД и затем в конденсаторы. Конденсатно-питательный тракт такой же, как и обычной ТЭС; но на некоторых его элементах имеется биологическая защита от радиоактивности.

Конденсат, пройдя систему регенеративного подогрева воды, приобретает температуру 165 ^О С, смешивается с водой, идущей от барабана-сепаратора

(280 ^О С) и поступает в ГЦН, обеспечивающих питание ядерного реактор.

 

⇐ Предыдущая45678910111213Следующая ⇒

Поделиться:

Популярное:

1. О роли и месте атомной энергетики в выработке энергии. Экологические аспекты АЭС».
2. ТЕПЛОФИКАЦИОННЫЕ УСТАНОВКИ АЭС