РБМК ВВР Задачи по физике ядра Испытания ядерного оружия Атомные батареи Физика ядерного реактора Курсовые по энергетике Термоядерный синтез Термоядерный реактор Атомные реакторы на быстрых нейтронах Развитие энергетики России

При отключении внешнего электроснабжения режим «выбег генератора» позволяет на одноконтурной установке снять максимальное тепловыделение в первые минуты после срабатывания аварийной защиты реактора. Тепловая мощность реактора сначала резко уменьшается во время ввода в активную зону рабочих органов СУЗ, а затем плавно изменяется, достигая через 3 минуты значительно сниженного уровня остаточного энерговыделения. На этом временном интервале аккумулированное тепло за счет парообразования в реакторе, расширения пара в объеме оборудования и теплоотдачи от металла корпуса при снижении давления используется для работы турбогенератора и снабжения электроэнергией систем, обеспечивающих расхолаживание реактора (рис.2). Работа питательного насоса в режиме «выбег генератора» поддерживает уровень воды реактора (рис.3). Безопасный быстрый реактор РБЕЦ

Рис.2. Изменение тепловыделения реакторной установки ВК-50 в режиме «выбег генератора»: 1 – тепловая мощность реактора; 2 - тепловыделение в активной зоне.

Рис.3. Изменение уровня теплоносителя в корпусе реактора ВК-50 в режиме «выбег генератора» (отсчет уровня от верха активной зоны):

1 – уровень;

2 – уставка аварийной защиты по этому параметру;

3 – уровень, при достижении которого происходит разрыв контура естественной циркуляции теплоносителя.

На основе анализа исследований корпусного кипящего реактора ВК-50 сформулированы внутренние свойства безопасности и возможности их использования при обеспечении безопасности реакторов данного типа:

- простой, пассивный и, соответственно, надежный способ охлаждения активной зоны на основе всережимной естественной циркуляции теплоносителя;

- прямая генерация пара в активной зоне и, как следствие, отсутствие второго контура положительно сказываются и на надежности, и на экономике энергоблока;

- меньшее давление в оборудовании по сравнению с реакторами с водой под давлением упрощает эксплуатацию, уменьшает металлоемкость и повышает надежность при нарушениях нормальной эксплуатации;

высокие свойства саморегулирования и самоограничения мощности за счет отрицательных значений температурного и парового эффектов реактивности в тепловом спектре нейтронов позволяют исключить рабочие органы автоматического регулирования из схемы СУЗ;

хорошая коррозионная стойкость различных конструкционных материалов контура (прежде всего сталей перлитного класса) при использовании простых водно-химических режимов;

исключение борного регулирования позволяет минимизировать количество оборудования и коррозионное воздействие на внутрикорпусные устройства реактора, уменьшить концентрацию продуктов радиолиза;

отработанная технология обеспечения взрывобезопасности кипящего реактора водорода за счет уноса с паром продуктов радиолиза и последующего сжигания водорода;

безопасность реактора в аварийных режимах при расположении патрубков корпуса реактора выше минимально достаточного уровня для естественной циркуляции теплоносителя;

возможность длительной эксплуатации корпуса реактора, поскольку отсутствуют радиационные и термические условия ухудшения свойств материалов; 

маневренность технологической схемы при больших и резких изменениях параметров, позволяющая гибко реагировать на изменение графика нагрузки без угрозы снижения надежности и безопасности работы оборудования;

использование технологии прямой генерации пара в случае аварийного останова с потерей внешних источников электроснабжения обеспечивает теплосъем остаточного энерговыделения в режиме «выбег генератора»;

в случае разгерметизации оборудования минимизация утечек теплоносителя осуществляется за счет интенсивного снижения давления при сбросе пара из реактора на турбину;

особенности фазового переноса радиоактивности определяют низкий уровень выбросов радиоактивных веществ в окружающую среду как при нормальной эксплуатации, так и при её нарушении, включая запроектные аварии.

Наряду с преимуществами корпусной кипящий реактор уступает другим энергетическим реакторам по эффективности использования ядерного топлива. Однако этот аспект не связан с безопасностью, а определяет экономическую составляющую эксплуатации реактора с парообразованием в активной зоне. Тем не менее, экспериментально достигнутое выгорание более 40МВт×сут/кгU является хорошим показателем даже в сравнении с использованием топлива более высокого обогащения на реакторах типа ВВЭР.

В третьей главе приведены результаты исследования контура естественной циркуляции теплоносителя реактора ВК-50.

Эксперименты и модернизация внутрикорпусных устройств реактора ВК-50 показали, что общий тяговый участок над ТВС в наибольшей степени влияет на работу контура естественной циркуляции теплоносителя: на захват пара в опускной участок, на характер изменения плотности теплоносителя в активной зоне и, следовательно, на гидронейтронную устойчивость реактора.

Параметры, характеризующие режим работы контура естественной циркуляции и тягового участка в зависимости от мощности и давления в реакторе ВК-50, приведены в таблице 1.

Таблица 1

Показатели работы тягового участка

Режим работы реактора

1

2

3

4

Давление в реакторе, МПа

5,95

4,9

4,2

3,0

Мощность реактора, МВт

167

98

147

72

Расход воды через активную зону , кг/с

1220

1130

1290

1225

Расход пара через активную зону, кг/с

89

49

69

36

Скорость пара в тяговом участке, кг/с

0,81

0,56

0,43

0,68

Скорость воды в тяговом участке, кг/с

0,42

0,40

0,44

0,41

Перепад давления между периферией и центром тягового участка, кПа

1,8

0,4

2,2

1,0

Из таблицы видно, что основным параметром, определяющим режим течения в тяговом участке, является перепад давления по его радиусу. Режимы 1 и 3, при которых перепады давления по сечению тягового участка наибольшие (1,8 и 2,2 кПа), обладали наименьшим запасом устойчивости.

Поэтому одним из наиболее эффективных способов повышения устойчивости является уменьшение перепада давлений между периферией и центром тягового участка. Это исключает образование рециркуляционных токов воды, которые были зафиксированы над периферийными рядами ТВС. Устранение обратных вихревых водяных потоков повышает скорость циркуляции в ТВС и минимизирует пульсации плотности теплоносителя – замедлителя нейтронов.

Оптимизация гидродинамики тягового участка путем реализованного автором расширения активной зоны реактора ВК-50 на один ряд из 18 ТВС позволило уменьшить колебания теплогидравлических и нейтронно-физических параметров и стабилизировать гидродинамику всего контура естественной циркуляции. При загрузке дополнительного ряда значительно уменьшается разница мощностей ТВС центральных и периферийных рядов активной зоны (рис.4). Изменение поля энерговыделения по сечению активной зоны уменьшило неравномерность паросодержания по сечению и высоте тягового участка и увеличило более чем на 60 суток работу реактора на номинальном уровне мощности без её снижения из-за гидронейтронной неустойчивости.

Рис.4. Распределение мощностей ТВС по группам (рядам):

1 – 5-рядная активная зона, конец кампании

2 – расширенная 6-рядная активная зона, конец кампании

Дополнительным способом уменьшения радиальных перепадов давлений в тяговом участке автором был предложен и расчетно обоснован вариант установки индивидуальных тяговых труб. Индивидуальные тяговые трубы предложено устанавливать над предпоследним рядом ТВС по радиусу активной зоны. Установка индивидуальных тяговых труб позволяет уменьшить влияние нестабильных потоков воды от периферии на центральную часть тягового участка и увеличить скорости в ТВС (рис.5).

Вариант секционирования тягового участка на три независимых канала отличается простотой реализации и оптимален для реакторов с активной зоной диаметром более 2м. При меньших размерах активной зоны достаточно эффективности индивидуальных тяговых труб над последним рядом ТВС.

Рис. 5. Распределение скорости циркуляции теплоносителя по радиусу активной зоны:

○ – схема с общим тяговым участком;

∆ – тяговой участок с ИТУ.


На главную