Реакторной технологии

2.9. Вариант принципиальной схемы отпуска тепла от ACT; / — реакторная установка; 2 — насос очистки первою контура; 3 — фильтр; 4 -встроенный теплообменник первого контура; 5 — компенсатор объема второго контура; 6—насос второго контура; 7 — подогреватель сетевой воды; 8—насос сетевой воды; 9 — насос подпитки тепловой сети; Ю — деаэратор подпитки теплосети; // — насос очистки второго контура; 12 — фильтр

ческим теплоносителем является газоохлаж-даемый реактор-размножитель на быстрых нейтронах. Принимая во внимание неудовлетворительные результаты, достигнутые на газо-охлаждаемом реакторе на тепловых нейтронах, трудно предсказать, какое будущее ожидает газоохлаждаемый реактор-размножитель на быстрых нейтронах. Но так как реактор этого типа теоретически имеет некоторые преимущества, необходимо внимательно его рассмотреть. Этот тип реактора рассматривается с существующей системой охлаждения; твэлы имеют оболочку из нержавеющей стали, топливо — окисное, разработанное для реактора-размножителя на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем. Общая высота реактора при электрической мощности 300 МВт составляет около 3 м, высота самой активной зоной — около 1 м. В качестве теплоносителя используется гелий под давлением от 7 до 100 МПа. Реакторная установка вместе с корпусом из предварительно напряженного бетона имеет диаметр около 25 м, высоту — 20 м. Корпус спроектирован таким образом, чтобы сохранить гелий даже в случае аварии нагнетающей системы.

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.

Время, на которое останавливают АЭС, используется также и для выполнения текущих работ по поддержанию арматуры в работоспособном состоянии. АЭС может быть остановлена по двум причинам: возникновение аварийной ситуации и необходимость выполнения плановых мероприятий. Если АЭС имеет один реактор, ее аварийная остановка наиболее вероятна в связи с выключением реактора в результате срабатывания аварийной защиты. Если на АЭС несколько реакторов, такая остановка рассматривается применительно к энергоблоку (реакторная установка — турбина). Обычно аварийная остановка вызывается отказом какого-либо элемента энергоблока и требуется устранение этого отказа (ремонта) или замена неисправных элементов технологического оборудования, длится она непродолжительное время. Ее целесообразно использовать для выполнения первоочередных неотложных работ по техническому обслуживанию арматуры, которые нельзя выполнить при действующей установке. В это время можно проводить такие работы, которые могут быть прерваны в любой момент и не вызовут задержку пуска реакторной установки. Результаты работ регистрируются в журнале дежурного инженера.

/ — реакторная установка; 2 — компенсатор давления промежуточного контура; 3 — теплообменник расхолаживания; 4 — насос промежуточного контура; 5—сетевой теплообменник; 6 — защитная оболочка; 7— насос подпитки сетевого контура; 8 — локализующая задвижка; 9 — сетевые насосы; 10 — регулирующий клапан; // — барботер; 12 — насос системы подпитки промежуточного контура- /,? — система продувки ПК; 14 — система подпитки ПК: 15 — система продувки промежуточного контура; 16 — система аварийного охлаждения воды и спринклерная; 17 — система сжигания гремучей смеси; 18 — бак с раствором борной кислоты

П.7.7. Реакторное отделение ACT: / — реакторная установка; 2 — мостовой кран полярный; 3 — перегрузочная машина; 4 — бассейн выдержки топлива; 5 — блочные установки; 6 — мостовой кран; 7— транспортный контейнер топлива; 8 — сетевые теплообменники и насосы; 9 — грузовой люк; 10 — подъездной железнодорожный путь; // — помещения электроустройств; 12 — компенсатор объема и контура; 13 — теплообменники расхолаживания реактора; 14 — шахта мокрой перегрузки ВКУ; 15 — вентиляционная установка

На всех действующих и строящихся атомных ледоколах применяется двухконтурная реакторная установка с использованием легководного теплоносителя под давлением.

АЭС с реактором БН-350 в г. Шевченко работает с 1973 г. На 8.2 приведена компоновка реактора, показаны вход и выход натрия для одной из петель первого контура. Реакторная установка имеет 6 петель, в состав каждой из которых входят расположенные вне реактора отсекающие входная и выходная задвижки, циркуляционные натриевые насосы первого и промежуточного контуров, промежуточный теплообменник и парогене-раторная установка в составе двух испарителей и одного пароперегревателя. Общая технологическая схема оборудования для

22. Вихров Ю.В., Вознесенский В.А., Денисов В.П. и др. Реакторная установка ВВЭР-1000 - особенности проекта, итоги пуска пятого блока Ново-Воронежской АЭС и пути дальнейшего совершенствования установки //Атом, энергия. 1981. Вып. 2, т. 50. С. 87-93.

дования при ремонтах, хранилища твердых и жидких радиоактивных отходов, служба внутристанционной и внешней дозиметрии, система контроля герметичности твэлов, системы обеспечения ядерной и радиационной безопасности, железобетонные герметичные оболочки (колпаки) и отсеки, в которых размещаются реакторная установка и все оборудование, работающее в условиях радиоактивности.

дования при ремонтах, хранилища твердых и жидких радиоактивных отходов, служба внутристанционной и внешней дозиметрии, система контроля герметичности твэлов, системы обеспечения ядерной и радиационной безопасности, железобетонные герметичные оболочки (колпаки) и отсеки, в которых размещаются реакторная установка и все оборудование, работающее в условиях радиоактивности.

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

Учитывая техническую сложность данной реакторной технологии, была принята поэтапная стратегия внедрения реакторов БН, предусматривающая демонстрацию, промышленное освоение и переход к широкому использованию. Так, было принято, что в качестве начального шага первый промышленно-демон-страционный реактор БН 1—1,5 ГВт (эл.) войдет в действие в какой-либо стране через 5 лет после того, как суммарная мощность ее АЭС достигнет 25 ГВт. Существование такого «порога мощности» объясняется необходимостью иметь определенное количество наработанного тепловыми реакторами плутония для начала эксплуатации реактора БН,

В предыдущих разделах сфера технологии теплоносителя была рассмотрена с самых общих точек зрения. Практически значение и порядок важности зависят от типа реактора и его проектных параметров, и необходимо изучить проблемы реакторной технологии с этой точки зрения. Экстремальные проектные и рабочие параметры двух больших классов водяных реакторов приведены в табл. 1.2; проблемы технологии воды, связанные с типом реактора и проектными параметрами,—в табл. 1.3.

Устойчивость химической системы относительно возможной реакции измеряется изменением свободной энергии реакции между исходными веществами и продуктами. Для чистых конденсированных фаз стандартным состоянием является материал в его обычном состоянии при данной температуре. Для жидкостей (с высоким давлением пара) и газов стандартным состоянием является пар при единичной летучести. Таблицы теплот и стандартных свободных энергий образования окислов, представляющих интерес для водной реакторной технологии, были собраны в удобной форме Кафлином [1]. Из основного соотношения

В разбавленных растворах, обычно используемых в реакторной технологии, разница между Л и Ло не больше 1,5%, как следует из уравнения Дебая — Гюккеля — Онзагера. Однако при высоких температурах может быть заметно образование ионных пар для некоторых электролитов. Бьеррум [13] дал метод анализа образования ионных пар в полностью ионизованных электролитах. Ассоциация выражается через константу эквивалентной диссоциации KDI, определяемую по формуле

Фрэнк [17] представил исчерпывающий обзор свойств сверхкритической воды как растворителя электролитов, охватывающий основную часть доступной литературы. Такие важные свойства, как диэлектрическая постоянная и вязкость, сильно зависят от плотности, которая, в свою очередь, сильно зависит от давления. Плотность воды в области, представляющей интерес для реакторной технологии, показана на 3.8. При более высоких плотностях диэлектрическая постоянная существенно выше, что вызывает заметную ионизацию и проводимость электролитов. Наблюдалась эквивалентная проводимость порядка от 1000 до 1200 мо. При низких плотностях (низкая диэлектрическая постоянная) большинство солей не полностью ионизовано. При больших °>32 плотностях и при высокой температуре степень диссоциации воды увеличивается. При давлениях ниже 352 кГ/см2 большинство этих эф- 0,16 -фектов несущественны.

3.4.1. Вещества с высокой летучестью. Аммиак. Благодаря своей летучести NH3 привлекателен как источник щелочности в реакторной и котловой: технологии. В процессе простого испарения (одностадийного) предельное отношение концентраций не будет превышать обратной величины константы распределения в паре и жидкости. При температурах, рассматриваемых в реакторной технологии, NH3 совершенно стабилен термически, но он подвергается радиолизу. Морфолин и цикло-гексалин также используются в обычной котельной технологии как источники щелочности в конденсатной части парового цикла. Джонс [23] опубликовал экспериментальные определения коэффициента распределения NH3 при различных концентрациях и высоких температурах.

значение в реакторной технологии. Присутствующий вначале водород, даже при высокой ЛПЭ и низкой температуре, вызывает обратные реакции, ведущие к равновесию. Так, Харт и др. [8а] нашли, что разложение воды в растворах борной кислоты под действием излучения реактора может быть подавлено, если водород предварительно введен в теплоноситель. Необходимая концентрация водорода увеличивается с ростом скорости деления бора (с ростом концентрации борной кислоты). Предполагают, что концентрация \----,См водорода, необходимая для

Гелий, водород, кислород, азот, аргон и газы — продукты деления — в той или иной связи являются важными в водной реакторной технологии.

4.3.2. Перенос газов в двухфазных системах. Перенос газов в многокомпонентных многофазных системах является одним из основных вопросов химической технологии. Некоторые аспекты этой общей проблемы, особенно важные для реакторной технологии, обсуждаются ниже чаще на основе принципов состояния равновесия и иногда более общего метода кинетики переноса. Следующие случаи представляют интерес:

В ядерных реакторах образуется значительное количество активности, представляющей потенциальную опасность для человека. Основная цель реакторной технологии заключается в том, чтобы обеспечить использование позитивных свойств процесса деления, несмотря на эту опасность. Замедлитель и теплоноситель реакторов с водой служат теми путями, по которым радиоактивность, образующаяся в активной зоне, попадает в окружающую среду. Следовательно, специальной задачей водо-подготовки в ядерном реакторе является разрешение разнооб-