Реакторы атомных станций. Проектирование и эксплуатация

Физика
Элементы квантовой механики
Молекулярные спектры
Полупроводники
Ядерная физика конспект
Решение задач по ядерной физике
Физика атомного ядра и частиц
Примеры решения задач
Оптическая физика
Физика элементарных частиц
Законы радиоактивного распада
Задачи по теме Законы радиоактивного распада
Взаимодействие нейтронов с ядрами
Задачи на ядерные реакции
Деление и синтез ядер
Кинематика примеры задач
Электротехника
Общий курс
Теоретические основы электротехники
Расчет электрической цепи
Трехфазные цепи
Электрические машины и трансформаторы
Электрические двигатели и генераторы
Математика
Кратные интегралы
Векторный анализ
Аналитическая геометрия
Курс лекций математического анализа
ТФКП
Атомная энергетика
АЭС России
Развитие энергетики России
Курсовые по энергетике
Ядерные реакторы
РБМК
ВВЭР
Атомные реакторы на быстрых нейтронах
Физика ядерного реактора
Аварийные ситуации на АЭС
Повышение безопасности АЭС
Проблема снижения выбрасов АЭС
Системы контроля на атомной станции
Экологическая политика
Атомные батареи
Ядерные двигатели
Авария на ЧАЭС
Термоядерный синтез
Термоядерный реактор
Тепловая энергетика
Паровой котел
Тепловые станции
Системы теплоснабжения
Экологические проблемы в теплоэнергетике
Экологический аспект
Электрофильтры
Регенеративные методы
Математическое моделирование экологических систем
Ядерное оружие
Полигон Новая земля
История создания
Информатика
Архитектура ЭВМ
Операционная система
Вычислительные комплексы
Начертательная геометрия
Курс лекций
Практикум по решению задач
Геометрическое черчение
Инженерная графика
Каталог графических примеров

 

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.

На главную