Реакторных установок

Для защитных ограждений стационарных реакторных установок используются слои воды, бетона, синели и других материалов, замедляющих нейтроны и снижающих до безопасных значений интенсивность потока гамма-лучей, образующихся вследствие захвата замедленных нейтронов веществом внутренних (водяных и графитовых) защитных слоев и обладающих большой проникающей способностью. С той же целью в транспортных реакторных установках, для которых приобретают большое значение вес и габариты ограждающих конструкций, применяются свинец, бораль, сталь специальных марок и другие материалы.

Но наряду с перечисленными достоинствами газойлю свойствен существенный недостаток: проходя через реактор, он подвергается частичному разложению с выделением полимеров. Затруднения, вызванные разложением органического теплоносителя в активной зоне реактора, послужили причиной неудачи первого опыта его использования в реакторных установках, предпринятого в США. Те же затруднения возникли на советской установке «Арбус». Однако был найден удовлетворительный способ непрерывной

2.3.1. Тепло- и массообмен: кипение на чистых поверхностях. Перенос тепла. Режим развитого пузырькового кипения используется в реакторных установках для получения высоких коэффициентов теплоотдачи. Полностью установившийся процесс переноса тепла в режиме неразвитого пузырькового кипения описывается уравнением Дженса и Лотиса [5]

На энергетических реакторных установках с отделенным жидким замедлителем (обычно D2O) также применяется мягкое регулирование. Обычно работа таких установок осуществляется при относительно малых изменениях реактивности, поэтому требования к регулированию достаточно низкие. Допускается постоянное удаление ядов с помощью ионного обмена, что уменьшает коррозионные и радиолитические проблемы. Отравление реактора из-за накопления яда достаточно низкое.

7.2.2. Обработка отходов. Конструкции систем, применяемых для очистки отходов теплоносителя, аналогичны системам для приготовления подпиточной воды. В зависимости от стоимости и нужного качества воды выбирается выпарка или ионный обмен. В энергетических реакторных установках используются оба типа систем.

Практика показывает, что полное обесточивание всех главных циркуляционных насосов реакторных контуров, а также питательных насосов и других потребителей — случай исключительно редкий, но в связи с тяжелыми последствиями такой аварии во всех реакторных установках предусматриваются меры, обеспечивающие отвод остаточных энерговыделений без повреждения технологического оборудования и распространения активности за пределы герметичных помещений.

Но КВ>1, при применении уран-плутониевого топлива, можно реализовать пока только в реакторах на быстрых нейтронах, а в перспективе в гибридных термоядерных реакторах и в реакторных установках электроядерного бридинга. В связи с ожидаемым в ближайшие 20—30 лет ростом мощностей ядерной энергетики с реакторами на тепловых нейтронах во всем мире резко

Но КВ>1, при применении уран-плутониевого топлива, можно реализовать пока только в реакторах на быстрых нейтронах, а в перспективе в гибридных термоядерных реакторах и в реакторных установках электроядерного бридинга. В связи с ожидаемым в ближайшие 20—30 лет ростом мощностей ядерной энергетики с реакторами на тепловых нейтронах во всем мире резко

6. Богоявленский Р.Г., Кондитеров М.В., Никифоров Ю.Д. Перегрузка шаровых твэлов в реакторных установках. М.: Энергоатомиздат, 1982.

6. Богоявленский Р.Г., Кондитеров М.В., Никифоров Ю.Д. Перегрузка шаровых твэлов в реакторных установках. М.: Энергоатомиздат, 1982.

Нормальная работа, пуск, останов, аварийное расхолаживание реакторных установок АЭС обеспечиваются многочисленными механизмами, основная часть которых показана на 5.38, 5.39, 5.40.

Для защитных ограждений стационарных реакторных установок используются слои воды, бетона, синели и других материалов, замедляющих нейтроны и снижающих до безопасных значений интенсивность потока гамма-лучей, образующихся вследствие захвата замедленных нейтронов веществом внутренних (водяных и графитовых) защитных слоев и обладающих большой проникающей способностью. С той же целью в транспортных реакторных установках, для которых приобретают большое значение вес и габариты ограждающих конструкций, применяются свинец, бораль, сталь специальных марок и другие материалы.

Помимо исследовательских реакторов универсального назначения в СССР широко используются специализированные исследовательские реакторы. Так, в Институте атомной энергии для испытаний новых тепловыделяющих материалов в 1952 г. начал действовать петлевой реактор РФТ с экспериментальными каналами («петлями»), в которых возможно варьирование рабочих параметров (температуры, давления и пр.), необходимое при выборе оптимальных характеристик вновь проектируемых энергетических реакторных установок. Там же в 1964 г. был введен в действие реактор МР для материаловедческих исследований, с потоком тепловых нейтронов 8 • 1014 нейтр/см2 • сек.

Наряду с этими типами реакторов в СССР, как и в других странах, получили распространение импульсные исследовательские реакторы. В отличие от реакторов других типов они обладают малой средней мощностью, но кратковременная мощность их и интенсивность нейтронного потока, возникающие в последовательно возбуждаемых импульсах, достигают величин, характерных для очень мощных реакторных установок. Используются они при проведении физических измерений и многих других исследовательских работ.

В ходе ее проектирования и строительства возникало множество трудностей. Известные в то время ядерные реакторы действовали при низких температурах теплоносителя (50—100QC) ибыли непригодны для энергетических целей. Для осуществления приемлемого термодинамического цикла необходимо было повысить нагрев тепловыделяющих элементов (твэлов) и теплоносителя до 250—300° С. Это вызвало в свою очередь коренные изменения в реакторной технологии, необходимость конструирования специальных энергетических реакторов, разработку технически целесообразных и экономически перспективных схем использования тепла, получаемого в активной зоне реакторных установок, выбор и испытание новых конструкционных материалов. Помимо этого многообразного комплекса впервые ставившихся и решавшихся проблем серьезное внимание ученых и проектировщиков привлекла проблема обеспечения радиационной безопасности

•основа для решения не менее сложной проблемы улучшения экономических показателей работы реакторных установок.

Началась подготовка к строительству крупнейшей в Советском Союзе АЭС, электрическая мощность которой в одном блоке (с реактором вод-нографитового типа) составит 1 млн. кет. Ведется подготовка к строительству новых мощных атомных электростанций, намечаемому преимущественно в районах, бедных энергоресурсами и удаленных от мест добычи органического топлива,— там, где такие станции обусловят возможность особенно экономически выгодного получения электроэнергии. Энергетическую базу первой очереди этих станций составят реакторы на тепловых нейтронах электрической мощностью 400 тыс. кет каждый и более. Такие реакторы обладают большой эксплуатационной надежностью и на некоторый период сохранят значение одного из основных типов реакторов для предприятий атомной энергетики СССР. Но наряду с ними все большее значение приобретают реакторы на быстрых нейтронах как особенно перспективный тип энергетических реакторов с высоким коэффициентом воспроизводства ядерного топлива (плутония). Работы по конструированию и промышленному освоению рациональных реакторных установок, по введению поточного производства тепловыделяющих элементов и по осуществлению других практических задач создадут возможность для широкого строительства атомных электростанций. Общая мощность советских АЭС будет исчисляться многими миллионами киловатт.

В табл. 4-5 приведены параметры отечественных и зарубежных реакторных установок с водой под давлением.

Как видно, современный технический уровень реакторных установок характеризуется следующими показателями:

Параметры реакторных установок

Создание реакторов-размножителей на быстрых нейтронах является весьма сложной теоретической и практической задачей. Научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы в этой области ведутся в СССР уже длительное время. Была создана последовательная серия экспериментальных реакторов, затем первая опытная энергетическая установка «Бор-60» тепловой мощностью 60 МВт и электрической 12 МВт; введены в действие: в 1973 г. опытно-промышленная Шевченковская АЭС с реактором на быстрых нейтронах тепловой мощностью 1000 МВт; в 1980 г. на Белоярской АЭС энергоблок мощностью 600 МВт с реактором на быстрых нейтронах тепловой мощностью 1470МВт. В целях накопления широкого опыта в проектировании, изготовлении и эксплуатации реакторных установок на -быстрых нейтронах были приняты при разработке Шевченковской АЭС и энергоблока Белоярской АЭС различные конструктивные принципы. На Белоярской АЭС построена реакторная установка так называемого «интегрального» типа, когда насосы и теплообменники первого радиоактивного натриевого контура помещены в единый с активной зоной металлический корпус, в то время как на Шевченковской АЭС указанные аппараты находятся в отдельных железобетонных боксах.