Реакторов парогенераторов

В пользу этого метода говорит также и то, что значительно упрощается проблема защиты от радиоактивности. При аварии реактора выход продуктов деления различен для различных установок. Так, по .опубликованным данным Комиссии по атомной энергии США [5], для реакторов, охлаждаемых водой под давлением, предельно большая авария сопровождается выбросом в воздух защитной оболочки реактора, 100% инертных газов, 50% изотопов галогенов (аэрозолей) и 1 % твердых осколков, образованных в твэлах за время эксплуатации. По данным [15], доля продуктов деления, которые могут выйти наружу при аварии реактора, зависит от материала топлива (табл. 6.2).

Потребность в справочном материале для теплогидравлических расчетов в области атомной энергетики назрела давно. Однако по разным причинам издания такого рода не выпускались, и специалистам приходилось обращаться к общим теплотехническим справочникам, в которых вопросы, характерные лишь для атомной энергетики, часто не находят отражения или излагаются весьма неполно. Современная атомная энергетика, как отечественная, так и зарубежная, основана в первую очередь на реакторах, охлаждаемых водой (в СССР это реакторы ВВЭР и РБМК). Атомная энергетика будущего ориентируется на расширенное воспроизводство ядерного топлива, поскольку ресурсы последнего, как и традиционных топлив, ограничены. В СССР успешно эксплуатируются реакторы-размножители БН-350 и БН-600, проектируются более мощные реакторы с охлаждением жидким металлом. В последние годы (1979—1982) Атомиздатом и Энергоиздатом выпущена серия учебных пособий «Ядерные реакторы и энергетические установки» под общей редакцией академика Н. А. Доллежаля, в которых содержится описание характеристик ядерных реакторов, методик расчета тепло-физических параметров каналов различного конструкционного исполнения, анализ теплотехнической надежности и др.

Расчетам новых типов высокотемпературных реакторов на тепловых и быстрых нейтронах посвящена книга «Проектирование энергетических установок с высокотемпературными газоохлаждаемыми реакторами» под редакцией чл.-корр. АН СССР И. Я- Емельянова, выпущенная Энергоиздатом в 1981 г. Вопросы теплообмена и гидродинамики, методы теплофизического расчета реакторов, охлаждаемых диссоциирующим газом, изложены в серии книг, написанных специалистами ИЯЭ АН БССР под редакцией чл.-корр. АН БССР В. Б. Нестеренко и изданных в 1978—1982 гг.

Высокая теплопроводность и сравнительная низкая удельная теплоемкость на единицу массы приводят к тому, что в условиях активных зон реакторов, охлаждаемых жидкими металлами, температура твэлов определяется главным образом подогревом жидкого металла, а не интенсивностью теплообмена. Отношение подогрева (S/) к температурному напору Д^га (стенка—жидкость) для реакторов типа БН-600. составляет: о^/Д/а = 41 Nu/rfr Re Pr ~ 20. Поэтому температурное поле твэла и теплоносителя очень чувствительно к геометрии кассеты и всех ее элементов.

В настоящее время известны уровни активности теплоносителя практически для всех энергетических реакторов, охлаждаемых водой, что служит важной информацией при рассмотрении процессов появления и переноса активности по контуру.

собственные нужды АЭС с водным теплоносителем. По тем же причинам велики габаритные и строительные размеры реакторов, охлаждаемых гелием. В связи с этим газоохлаждаемые АЭС — самые дорогие из числа АЭС на тепловых нейтронах.

В данной книге рассматриваются проблемы, встречающиеся при теплофизическом обосновании ядерных реакторов, охлаждаемых однофазной несжимаемой жидкостью (некипящей водой, газом, жидкими металлами). Частично эти вопросы освещены в отечественной и зарубежной литературе, однако нет систематического изложения наиболее важных теплофизических проблем реакторостроения. Предлагаемая книга в какой-то степени восполняет этот пробел.

Серьезные затруднения в эксплуатации реакторов, охлаждаемых водой под давлением, и кипящих реакторов обусловлены охрул-чиванием циркониевых сплавов, используемых для оболочек твэлов, так как это часто накладывает ограничение на глубину выгорания топлива, что также сопряжено с большими экономическими потерями (табл. 1).

В зависимости от типа реактора вопрос радиационного роста может иметь, в общем, неодинаковую технологическую ценность. Изменение размеров урана, циркония, графита вследствие радиационного роста наблюдается в интервале температур примерно до 300—400° С, поэтому проблема роста наиболее важна для реакторов, охлаждаемых водой, и для некоторых типов газовых реакторов. Ранее предполагалось, что основная причина радиационного роста заключается в анизотропии кристаллографической структуры урана, циркония, графита. Однако в последнее время получены данные о том, что эффект анизотропного изменения размеров в результате облучения проявляется также в металлах с ГЦК- и ОЦК-структурами, предварительно подвергнутых пластической деформации [1]. Эти результаты свидетельствуют о том, что радиационный рост не является свойством, присущим исключительно кристаллам с анизотропной структурой. Таким образом, область проявления эффекта радиационного роста может затрагивать довольно широкий круг материалов, в связи с чем исследования этого явления занимают важное место в рамках комплексной проблемы радиационной стойкости реакторных материалов. Наиболее исследованным в настоящее время является радиационный рост моно- и поликристаллов а-урана при облучении нейтронами, вызывающими деление ядер U235. Радиационный рост урана и связанные с ним эффекты значительного ускорения ползучести и «кавитационного» распухания топливных материалов на основе металлического урана относятся к числу тех проблем, которые возникли в связи с необходимостью обеспечения размерной стабильности тепловыделяющих элементов ядерных реакторов. В последние годы систематизированный и целенаправленный характер принимают исследования радиационного роста циркония, ввиду того что циркониевые материалы находят все более широкое применение в ядерной энергетике.

С учетом операций по снаряжению твэлов и контролю герметичности, а также сборки кассет и заключительной проверки изделия в сборе полная стоимость изготовления твэлов, отнесенная к 1 кг U, составляет (по американским данным) (в ценах 1964 г.) 80—160 дол/кг U для твэлов в циркониевых оболочках и 50—ПО дол/кг U для твэлов в оболочках из нержавеющей стали. Из 9.17 видно, что при наружном диаметре твэлов 10—11 мм стоимость изготовления твэлов для реакторов, охлаждаемых водой, при производ-

С учетом операций по снаряжению твэлов и контролю герметичности, а также сборки кассет и заключительной проверки изделия в сборе полная стоимость изготовления твэлов, отнесенная к 1 кг U, составляет (по американским данным) (в ценах 1964 г.) 80—160 дол/кг U для твэлов в циркониевых оболочках и 50—ПО дол/кг U для твэлов в оболочках из нержавеющей стали. Из 9.17 видно, что при наружном диаметре твэлов 10—11 мм стоимость изготовления твэлов для реакторов, охлаждаемых водой, при производ-._ . "ве на одной поточной линии

Образование отложений на поверхности ТВЭЛов различных реакторов, парогенераторов и теплообменников является сложным процессом. Интенсивность образования отложений зависит от ряда факторов:

10. Нормы расчета на прочность элементов реакторов, парогенераторов, сосудов и трубопроводов атомных электростанций. М.: Металлургиздат, 1973,

ных режимах работы, накопление радиационных и коррозионных повреждений, значительная общая и местная напряженность в зонах соединения разнородных материалов, возможные импульсные и сейсмические перегрузки потребовали от исследователей, конструкторов и технологов выполнения значительной программы работ по анализу напряженно-деформированных состояний и прочности атомных реакторов. Итогом исследовательских и конструкторских работ, выполненных в СССР и США, явилась разработка норм расчета на прочность элементов реакторов, парогенераторов, сосудов и трубопроводов энергетических и исследовательских ядерных энергетических установок [1,2].

Как отмечалось в гл. 1 и 2, в соответствии с нормами расчета на прочность [1] выбор основных размеров и геометрических очертаний элементов реакторов, парогенераторов, сосудов и трубопроводов включает определение номинальной толщины стенок этих элементов конструкций, работающих под давлением. Используются формулы безмоментной теории оболочек и сопротивления материалов, в которые вводятся полученные экспериментально коэффициенты прочности при ослаблении одиночными неподкрепленными отверстиями (или системой отверстий) и сварными швами. При превышении определенных размеров отверстий нормы регламентируют варианты их укрепления усиливающими элементами, задавая площадь сечения этих элементов.

Элементы конструкций корпусов реакторов, парогенераторов, сосудов и трубопроводов во многих случаях представляют собой осесимметричные элементы оболочек, пластин и колец, работающих под давлением. Так как соотношение толщины стенки и радиуса часто не превышает 0,1, то можно с достаточной для инженерной практики точностью пользоваться расчетными формулами теории оболочек и пластин. Такие формулы для многих случаев нагрузок приведены в нормах [1].

1. Нормы расчета на прочность элементов реакторов, парогенераторов, сосудов и трубопроводов атомных электростанций, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок. М.: Металлургия, 1973. 408 с.

5. Нормы расчета на прочность элементов реакторов, парогенераторов, сосудов и трубопроводов атомных электростанций, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок. М.: Металлургия, 1973. 408 с.

1. Нормы расчета на прочность элементов реакторов, парогенераторов, сосудов и трубопроводов атомных электростанций, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок. М.; Металлургия, 1973.408 с.

5. Нормы расчета на прочность элементов реакторов, парогенераторов, сосудов и трубопроводов атомных электростанций, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок. М.: Металлургия, 1973. 408 с.

11. Нормы расчета на прочность элементов реакторов, парогенераторов, сосудов и трубопроводов атомных электростанций, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок. М.: Металлургия, 1973. 408 с.

5. Нормы расчета на прочность элементов реакторов, парогенераторов, сосудов и трубопроводов атомных электростанций, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок. М.: Металлургия, 1973. 408 с.