Реакторы атомных станций. Проектирование и эксплуатация

Графика
Курс лекций для студентов
художественно-графических факультетов
Геометрическое черчение
Начертательная геометрия
Конспект лекций
Практикум решения задач
начертательной геометрии
Машиностроительное черчение
Эскизирование деталей
Правила нанесения размеров
Практическое занятие
Решение метрических задач
Выполнение чертежей
Инженерная графика
База графических примеров
Теория механизмов и машин
Теоретическая механика
Основы технической механики
Сборник задач по математике
Примеры решения задач курсового расчета
Вычислить интеграл
Векторная алгебра и аналитическая геометрия
Тройные и двойные интегралы
Линейная алгебра
Ряд Фурье для четных и нечетных функций
Типовой расчет (задания из Кузнецова)
Вычисление площадей в декартовых координатах
Математический анализ
Информатика
Компьютерные сети
Выделенный канал
Средства анализа и управления сетями
Кабельная система
Базовые технологии локальных сетей
Сетевой уровень
Основы вычислительных систем
Сетевая технология
Мобильный Internet
Руководства по техническому обслуживанию ПК
Руководство по глобальной компьютерной сети
Сборник задач по физике
Физика решение задач
Ядерная физика
Законы теплового излучения
Решение задач по электротехнике
использование MATLAB
Язык программирования MATLAB
Расчет электрических цепей
Моделирование цепей переменного тока
Лекции ТКМ
Электротехнические материалы
Атомная энергетика
Ядерные реакторы
Основы ядерной физики
Использование атомной энергетики
для решения проблем дефицита пресной воды
Проектирование и строительство
атомных энергоблоков
Юбилей Атомной энергетики
Атомные станции с реакторами РБМК 1000
АЭС с реакторами ВВЭР
Реаторы третьего поколения ВВЭР-1500
АЭС с реакторами БН-600
Оборудование атомных станций
Отказы оборудования
Ядерное оружие
Ядерная физика

Ядерные реакторы технология

 

Реакторы HTGR являются еще одним усовершенствованным типом газоохлаждаемого реактора.

В HTGR в качестве замедлителя используется графит, а теплоносителем является гелий. Гелий – инертный газ, который не вступает в химическое взаимодействие с графитом даже при высоких температурах. Поэтому на выходе из реактора теплоноситель может иметь более высокую температуру, чем в AGR. Разработаны два прототипа реактора – с призматическими ТВС и шаровыми твэлами.

В HTGR применен торий-урановый цикл. Топливо призматической ТВС состоит из частиц высокообогащенного урана и ториевых частиц, являющихся воспроизводящим материалом. Делящиеся частицы, диаметром 200-800 мкм содержат высокообогащенный уран (93% 235U) или рециклированный 233U. Они покрыты пиролитическим углеродом и слоем карбида кремния толщиной 150-200 мкм. Частицы тория в виде ThO2 покрыты только пиролитическим углеродом. И те, и другие частицы диспергированы в графите и образуют твэлы стержневой геометрии. Полученные таким образом твэлы заключают в гексагональные призматические блоки графита, которые образуют гексагональные ТВС. ТВС, установленные друг за другом, образуют топливную колонну. Гелиевый теплоноситель проходит сверху вниз через вертикальные отверстия, предусмотренные в гексагональной ТВС.

Активная зона реактора имеет диаметр 8,5 м и высоту 6,3 м. Энергонапряженность активной зоны составляет 8,4 кВт/л. Что значительно ниже, чем в легководных реакторах. Тепловая схема аналогична AGR. Давление гелиевого теплоносителя поддерживается равным 5,1 МПа, температура на выходе активной зоны около 740ºС. Что позволяет получить КПД блока около 39%.

Другая конструкция HTGR – реактор с шаровыми твэлами. Активная зона реактора состоит из 675 000 шаровых твэлов диаметром 6 см каждый. Шаровые твэлы содержат делящийся и воспроизводящий материал в виде частиц из UO2 и ThO2, покрытых пиролитическим графитом. Засыпка шаровых твэлов осуществляется в цилиндрическую графитовую полость диаметром 5,6 м и высотой 6 м. Коническое днище полости заканчивается отверстием для разгрузки шаровых твэлов. Во время эксплуатации шаровые твэлы загружаются в активную зону непрерывно через отверстия в верхней части графитовой полости, проходят активную зону и также непрерывно выгружаются. Шаровые твэлы проходят через активную зону шесть-семь раз, пока выгорание не станет максимальным. Давление в первом контуре – 4 МПа. Газовый теплоноситель проходит активную зону сверху вниз и нагревается до 750ºС. КПД энергоблока составляет 40%.

Существует проект создания сверхтемпературного газоохлаждаемого реактора (VHTR) предназначен для получения высокотемпературной теплоты с температурой гелиевого теплоносителя 950 − 1000ºC, что дает возможность расширить область применения таких реакторов для газификации угля и термохимического разложения воды.

Параметр

Magnox

AGR

HTGR

Мощность, МВт

590

625

330

Диаметр активной зоны, м

17,4

9,3

5,95

Высота активной зоны, м

9,2

8,2

4,75

Загрузка топливом

525 т U естественного

120 т 2,3%-ного

0,87 т 235U, 19,5 т Th (начальная загрузка)

Температура теплоносителя на выходе из активной зоны, °С

414

648

785

Средняя плотность мощность энерговьделения, МВт/м

0,86

3,4

6,3

Атомная энергоустановка Fort St. Vrain, построенная фирмой Gulf General Atomic около Денвера, штат Колорадо, США, стала первым работающим полномасштабным энергетическим реактором высокотемпера-турного типа. На АЭС Fort St. Vrain установлен один реактор мощностью 822 МВт и электрической мощностью нетто 330 МВт. Реактор достиг критичности в феврале 1974 г. и начал работать на номинальном уровне мощности в 1979 г. К главным особенностям этой системы следует отнести: торий-урановый топливный цикл с топливом в виде частиц покрытиями; использование графита в качестве оболочек твэлов и замедлителя; гелиевый теплоноситель с температурой на выходе из активной зоны 770 °С; одноходовые модульные парогенераторы с интегральной компоновкой перегревателей пара; корпус из предварительно напряженного бетона.

Активная зона реактора имеет цилиндрическую форму высотой 4,75 м и диаметром 6 м (рис. 10.). Она окружена графитовым отражателем толщиной 1 м на верхнем торце и 1,2 м на нижнем торце и на боковых поверхностях. Активная зона набрана из 247 вертикальных топливных сборок, каждая из которых содержит шесть элементов, установленных друг над другом вдоль вертикальной оси. Эти элементы длиной 0,79 м имеют призматическую форму с гексагональным поперечным сечением шириной граней 036 м. Для организации перегрузки топлива активная зона разделена на отдельные зоны, каждая из которых, кроме нескольких зон на границе, содержит семь топливных сборок.

Топливные стержни установлены в 210 вертикальных каналах, проходящих через каждый гексагональный графитовый блок. Реактор имеет 74 стержня регулирования, перемещающихся попарно.

Перегрузка топлива осуществляется при остановленном реакторе. Одновременно заменяется 1/6 часть топливной загрузки. Реактор Fort St Vrain начал работать в режиме открытого топливного цикла без переработки 233U.

Атомная энергетика