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

Особое внимание уделяется разработке мер, повышаю­щих безопасность ядерных реакторов. Так, если первые реакторы ВВЭР имели аварийные системы подпитки первого контура, рассчитан­ные на течи в десятки тонн воды в час, то современные системы аварийного охлаждения способны обеспечить охлаждение активной зоны при разрыве главного трубопровода первого контура.

В табл. 2.2 представлены основные характеристики отечественных реакторов серии ВВЭР.

Таблица 2.2

Основные характеристики реакторов ВВЭР

2.4. Конструктивные особенности вврд

В процессе развития и внедрения в ядерную энергетику реак­торов с водой под давлением сформировались следующие основные ре­шения при разработке конструкции ВВРД.

Корпус реактора изготавливается из высокопрочной стали, об­ладающей достаточной радиационной и коррозионной стойкостью, тех­нологичностью. Для изготовления корпуса использовались стали 48ТС-3-40 (для реактора ВВЭР-440) и 15Х2НМФА (для реактора ВВЭР-1000). Легирующие добавки этой стали: хром (до 3 %), молиб­ден (до 0,8 %) и ванадий (до 0,35 %) – обеспечивают следующие ме­ханические свойства при 20 °С: σ_в = 580÷750 МПа,

σ_0,2 = 440 МПа, δ =14 %, НБ = 187÷229; при 350°С: σ_в = 500 МПа, σ_0,2 =400 МПа, δ = 14%. Эта сталь обладает достаточно высокой радиационной стойкостью, хорошо сваривается и коррозионно устойчива. Сталь 15Х2НМФ обладает схожими механическими свойствами и более высо­кими технологическими качествами, для обеспечения высокой проч­ности корпуса вход и выход теплоносителя делают выше активной зо­ны, что позволяет выполнить нижний полукорпус без отверстий и па­трубков, с минимальным количеством сварных швов.

Все устройства, помещаемые внутри корпуса, позволяют извле­кать их для ремонта, замены и контроля внутренней поверхнос­ти корпуса. Для удобства эксплуатации все органы системы управле­ния, регулирования и защиты реактора располагаются в верхней его части.

Тепловыделяющие оборки помещаются в выемную корзину, днище которой является опорной конструкцией активной зоны, движение теплоносителя всегда снизу-вверх, что обеспечивает охлаждение ТВС в режиме естественной циркуляции. Различают следующие основные элементы конструкции ВВРД: кор­пус реактора с крышкой; активная зона; органы системы управления и защиты реактора СУЗ; тепловыделяю­щие сборки; внутрикорпусные устройства (корзина активной зоны, тепловые экраны, блок труб теплоносителя и др.).

Принципиальная конструкция водо-водяного реактора под давле­нием представлена на рис. 2.4. Теплоноситель (вода) поступает че­рез входные патрубки А и опускается в нижнюю часть реактора по тракту, образуемому корпусом реактора 1 и корзиной активной зоной 3, охлаждая при этом корпус, тепловой экран 2 и наружную по­верхность корзины активной зоны. В нижней части реактора теплоно­ситель разворачивается и, попадая снизу в активную зону 5, движет­ся вверх по ее каналам. Нагретая в этой зоне вода через систему отверстий выходит через выходные патрубки Б. Кор­пус закрыт крышкой 4, через систему отверстий, в которой (на схе­ме не показаны) в активную зону проходят стержни СУЗ. Крышка к корпусу крепится при помощи шпилек.

Одним из важнейших элементов конструкции ВВРД является корпус. Его габариты и физико-механические свойства в основном опре­деляют мощность реактора и параметры теплоносителя (температуру и давление) первого контура.

Герметичность корпуса и первого контура теплоносителя является главным фактором, определявшим ядерную безопасность при эксплуатации таких реакторов. Поэтому сохранение герметичности корпуса в любых ситуациях, включая ава­рийные, является важнейшим требованием при проектировании, изго­товлении и эксплуатации.

Рис. 2.4. Принципиальная схема ВВРД

Корпус ВВЭР (рис. 2.5 и [3]) представляет собой вертикальный цилиндрический сосуд с эллиптическим днищем и сферической крышкой. Корпус серийного ВВЭР-440 имеет массу более 200 тонн и внутренний объем свыше 120 м³. Верхняя часть корпуса имеет фланец с отверс­тиями для шпилек, на которых крепится крышка. Крышка корпуса изготовляется из того же материала, что и корпус реактора. Масса крышки ВВЭР-440 составляет 44,5 тонн. Для обеспечения коррозионной стойкости по всей внутренней поверхности корпуса осуществляется нержавеющая наплавка толщиной до 20 мм. Материал наплавки – сталь аустенитного класса типа ОX18H1ОT. На крышке реактора размещаются исполнительные механизмы СУЗ, детекторы контроля температур и энерговыделений. Верхнюю крышку с размещенным на ней оборудованием называют также верхним блоком реактора.

Корпусные реакторы помещаются в шахту, которая сверху закрывается защитной плитой для предотвращения воздухообмена между центральным залом реактора и объемом шахты. В целях радиационной безопасности с помощью специальной вентиляции в объеме шахты создается небольшое разрежение, поэтому воздух может попадать только из центрального зала в шахту, откуда он удаляется через фильтры в специальную вентиляцию.

Рис. 2.5. Реактор ВВЭР-1000 (вариант конструкции):

1 – привод СУЗ; 2 – крышка реактора; 3 – корпус реактора;

4 – блок защитных труб; 5 – шахта; 6 – выгородка активной зоны; 7 – ТВС

2.5. Активная зона реактора

Ядерное топливо загружается в реактор в виде ТВЭЛов. В них происходит деление тяжелых ядер урана 235, сопровождающееся выделением энергии, передаваемой затем в виде тепловой энергии тепло­носителю. Конструктивно ТВЭЛ содержит топливный сердечник, оболочку и концевые детали. Оболочка ТВЭЛов вместе с концевыми дета­лями образует герметичный объем. Она выполняет две функции: защищает топливо от коррозионного воздействия теплоноси­теля и предотвращает попадание радиоактивных продуктов деления в теплоноситель.

Имеется большое разнообразие конструктивного исполнения ТВЭЛов, их классифицируют по различным признакам: по виду топлив (металлические, керамические, дисперсные); по геометрии (стержневые, кольцевые, трубчатые, пластинчатые).

Важными характеристиками ТВЭЛов являются удельное объемное тепловыделение и удельный тепловой поток с поверхности, которые для ядерных энергетических реакторов составляют 10⁸÷10⁹ Вт/м³ и 10⁶ Вт/м³ соответственно. Это на порядок больше, чем в обычной теплотехнике, поэтому при конструировании ТВЭЛов для обеспечения условий теплосъема необходимо максимально развивать теплоотдающую поверхность, то есть увеличивать отношение периметра ТВЭЛа к его поперечному сечению. Условия работы ТВЭЛов характеризуются также высо­ким давлением теплоносителя.

В состав ядерного топлива входит уран, плутоний или торий, их сплавы или соединения: двуокиси урана, тория, плутония, их карбиды, нитриды и др. Основным элементом топлива является уран. Атомный номер урана 92, атомная масса естественной смеси изотопов 238,03. Природный уран обычно обогащают по изотопу уран 235 до необходимой концентрации последнего. Такой уран называют обогащённым. В качестве конструкционных материалов, из которых изготавли­вают оболочку ТВЭЛа, используются алюминий, бериллий, цирконий, графит, сталь Х18Н1ОТ. К конструкционным материалам предъявляются следующие требования: высокая коррозионная и эрозионная стойкость в среде теплоносителя; удовлетворительные механические свойства; высокая теплопроводность; малое сечение захвата нейтронов и др.

Алюминий и его сплавы широко применяются для низкотемпературных реакторов с водяным теплоносителем при температуре 250÷300 °С. Одним из самых распространенных материалов в конструкции активных зон яв­ляется цирконий. Сплавы циркония используются для изготовления оболочек ТВЭЛов, топливных каналов, деталей ТВС.

Температура теп­лоносителя (воды, насыщенного и перегретого пара) может достигать 350÷360 °С. Для реакторов с температурой теплоносителя 500÷550 °С применяется сталь типа X18H1ОT. В настоящее время в энергетических реакторах в качестве топлива используется двуокись урана. ТВЭЛы, в которых применяется двуокись урана – стержневого типа. Оболочка ТВЭЛа изготовляется из циркониевого сплава. Пример конструкции ТВЭЛа показан на рис. 2.6 и 2.7 [5, 6].

Рис. 2.6. Тепловыделяющий элемент:

1 – заглушка; 2 – таблетки диоксида урана; 3 – оболочка из циркония;

4 – пружина; 5 – втулка; 6 – наконечник

Рис. 2.7. Топливная кассета в сборке

ТВЭЛы загружаются в реактор в виде отдельных узлов, называ­емых тепловыделяющими сборками. С помощью ТВС значительно упроща­ется загрузка и выгрузка топлива в реакторе, организуется поток теплоносителя в активной зоне. В функции ТВС входят также такие ответственные задачи, как закрепление и дистанционирование ТВЭЛов. В поперечном сечении ТВС ТВЭЛы расположены в квадратной или треугольной решетке либо по концентрическим окружностями. Выбор зазора между ТВЭЛами производится исходя из необходимого расхода теплоносителя. Скорость водяного теплоносителя в ТВС со стержневыми ТВЭЛами лежит в пределах 4÷7 м/с.