Материал: Атомные станции теплоснабжения. учебное пособие. Мелькумов В.Н., Чуйкин С.В

Окончание табл. 1.2

Сдерживающим фактором широкого распространения корпусных реакторов является проблема изготовления и доставки корпуса реактора к месту сооружения, вследствие чего размеры корпуса имеют ограничения, которые в свою очередь лимитируют увеличение мощности реактора. Канальные реакторы не ограничены по мощности, так как их корпус не нагружен давлением и может иметь достаточно большие размеры. Корпус собирается на месте монтажа из отдельных блоков, изготовленных на заводе.

К недостаткам канальных реакторов следует отнести большие затраты времени и труда при их монтаже, большое количество трубопроводов, арматуры и контрольно-измерительных приборов, больший объем обслуживания при их эксплуатации.

По назначению большинство реакторов являются энергетическими и предназначены для обеспечения электрической, тепловой и механической энергией различных потребителей. В Российской Федерации ядерная энергетика развивается на базе реакторов двух типов: канальных водо-графитовых и корпусных водо-водяных.

2.2. Канальные водо-графитовые реакторы

Канальные водо-графитовые реакторы устанавливались на Ленинградской, Курской, Чернобыльской, Смоленской, Игналинской АЭС и на Билибинской АТЭЦ. Принципиальная схема канального водо-графитового реактора показана на рис. 2.1. Несущими металлоконструкциями водо-графитовых реакторов являются нижняя и верхняя плиты и боковая защита. Герметизация внутреннего объема реактора осуществляется с помощью кожуха, соединенного с нижней и верхней плитами, а также с боковой защитой. Нижняя плита устанавливается на опоры, сделанные в бетонном основании здания реактора. Применяемый в качестве замедлителя графит собирают из отдельных колонн с отверстиями для установки топливных каналов, которые образуют правильную квадратную или треугольную сетку. Графитовую кладку монтируют на нижней плите.

Полость активной зоны, заключенная внутри кожуха реактора, заполнена азотом или смесью азота с гелием. Атмосфера азота предотвращает окисление графита при высокой температуре, добавка гелия улучшает теплоотвод от графита. Газ, прокачиваемый через реактор, анализируется, что позволяет осуществлять постоянный контроль над герметичностью каналов.

Рис. 2.1. Принципиальная схема канального водо­-графитового реактора:

1 – графитовая кладка; 2 – кожух; 3 – боковая биологическая защита; 4 – опора нижней плиты; 5 – нижняя плита; 6 – опора верхней плиты; 7 – верхняя плита; 8 – неперегружаемый канал

с нижним подводом и верхним отводом теплоносителя; 9 – перегружаемый канал;

10 – верхнее защитное покрытие; 11 – пол реакторного зала

В зависимости от конструкции каналов различают реакторы с перегружаемыми и не перегружаемыми каналами. В перегружаемых каналах ТВЭЛы вместе с элементами канала образуют единую конструкцию. При замене выгоревшего топлива свежим в таких реакторах топливные каналы заменяются новыми. В реакторах с неперегружаемыми каналами ТВЭЛы, объединенные в ТВС, и каналы представляют собой отдельные конструкции. При замене топлива заменяются ТВС, канал остается в реакторе. Перегрузку топлива осуществляют с помощью разгрузочно-загрузочных машин. Основное преимущество канальных реакторов заключается в возможности изготовления их на обычных машиностроительных заводах. Основные характеристики канальных водографитовых реакторов приведены в табл. 2.1.

Таблица 2.1

Основные характеристики канальных водо-графитовых реакторов

Окончание табл. 2.1

2.3. Корпусные водо-водяные реакторы

Отличительной особенностью водо-водяных реакторов является то, что в них обычная вода является одновременно и теплоносителем, и замедлителем. В этом заключается существенное преимущество водо-водяных реакторов, так как вода – легкодоступный и дешевый материал. Освоенные в настоящее время промышленностью конструкционные материалы могут длительное время работать в контакте с водой. Для обеспечения заданного качества воды используется технология подготовки, применяемая в обычной теплоэнергетике.

Существует два типа водо-водяных реакторов: с водой под дав­лением (ВВРД) и с кипящей водой (ВВРК). В отечественной практике водо-водяные реакторы с водой под давлением называют также водо-водяными энергетическими реакторами (ВВЭР).

В реакторах с водой под давлением вода находится в однофаз­ном состоянии, то есть кипение не допускается. Давление воды на­ходится в пределах 15÷20 МПа, что позволяет получить температуру на выходе из реактора 320÷330 °С. В реакторах с кипением (ВВРК) вода находится в двухфазном состоянии – в виде пароводя­ной смеси с массовым паросодержанием на выходе из реактора 15÷30 %. Давление теплоносителя в этих реакторах составляет 6÷7 МПа, что соответствует температуре насыщения 275÷285 °С.

Водо-водяные реакторы – наиболее распространенный тип реак­торов за рубежом. Широко используются такие реакторы и у нас в стране. Это наиболее компактные из всех реакторов на тепловых нейтронах. Первый реактор с водой под давлением был пущен в СССР на Нововоронежской АЭС, первый блок которой с реактором ВВЭР-210 к настоящему времени выведен из эксплуатации (цифра в обозначе­нии указывает электрическую мощность в МВт). В 70-х годах серийно выпускались реакторы ВВЭР-440, работающие на Нововоронежской, Кольской АЭС и АЭС в Болгарии, Финляндии.

Принципиальная тепловая схема реактора ВВЭР-1000, использу­емого на АЭС, приведена на рис. 2.2, она типична для всех современ­ных ВВРД. В первом контуре циркулирует не кипящая вода под давле­нием 16 МПа. Это давление, с учетом некоторого запаса до кипения, определяет и температуру воды на выходе из реактора, которая в ВВЭР-1000 равна 322 °С. В парогенераторе второго контура генерируется нерадиоактивный насыщенный пар.

Рис. 2.2. Принципиальная тепловая схема реактора BBЭP-1000:

1 – реактор; 2 – первый контур; 3 – емкость системы аварийного расхолаживания

реактора; 4 – компенсатор объема; 5 – второй контур; 6 – парогенератор;

7 – главный циркуляционный насос; 8 – главные запорные задвижки

В развитии реакторов ВВРД прослеживается характерная для всех типов реакторов тенденция увеличения единичной мощности. На рис. 2.3 приведены размеры корпусов реакторов различной мощности.

Рис. 2.3. Габариты отечественных реакторов серии ВВЭР:

а) ВВЭР-210; б) ВВЭР-365; в) ВВЭР-440; г) ВВЭР-1000

На данный момент габариты корпусов ВВЭР-1000 близки к пределам, ус­танавливаемым технологией изготовления и возможностями их тран­спортировки.