Энергетика. ТЭС и АЭС

Всё о тепловой и атомной энергетике

Высокотемпературные гелий-графитовые реакторы

Высокотемпературные гелий-графитовые реакторы являются тем перспективным решением ядерных энергетических установок, техническая реализация которого может существенно повысить эффективность использования природного урана, теплофизические параметры и КПД и, наконец, позволит получать промышленное тепло высокого температурного потенциала. Отличительной особенностью реакторов этого типа является применение графита как в качестве замедлителя, так и в качестве конструкционного материала твэлов. Опережающие исследования высокотемпературных твэлов явились реальной базой создания гелийохлаждаемых графитовых реакторов с температурой теплоносителя на выходе из реактора до 700 °С и выше. Этот тип реактора позволяет реализовать торий-урановый топливный цикл. Предложено два конструктивных решения активных зон гелийохлаждаемых реакторов: с призматическими топливными сборками, содержащими стержневые твэлы (США), и с шаровыми твэлами, загружаемыми в активную зону (Германия). На базе этих решений созданы прототипы опытнопромышленных реакторных установок.

Стержневые твэлы призматических ТВС изготавливают путем диспергирования сферических «микротвэлов» диаметром 1 мм в графитовой матрице. Они имеют диаметр 15,6 мм и длину до 800 мм. В качестве топливного материала используют 235U, либо 233U, в качестве воспроизводящего 232Th. Массовое содержание воспроизводящего материала составляет до 95,6 %, остальное — делящийся материал. В прототипном реакторе HTGR-1160 (США) активная зона диаметром 8,5 и высотой 6,3 м формируется из шестигранных колонн, содержащих поставленные одна на другую 8 топливных призматических сборок и сверху и снизу по три графитовых отражателя. Активная зона окружена боковыми графитовыми отражателями. Парогенераторы и газодувки первого контура реактора размещены в корпусе из предварительно напряженного железобетона, имеющего внутреннюю теплоизоляцию и стальную облицовку, обеспечивающую герметичность при давлении гелия до 5 МПа и температуре до 740 °С, что повышает КПД энергоустановки до 39 % (давление пара на турбине 16,9 МПа при температуре 510 °С). Объемное энерговыделение в активной зоне реактора не превышает 8,6 кВт/л. Вместе с тем глубина выгорания топлива достигает 98000 МВгсут/т при коэффициенте конверсйи вторичного топлива, близком к единице. Это достигается исключением из активной зоны металлических конструкций. Вместо них используется графит. Вместе с тем в реакторе существует значительная неравномерность выгорания топлива. Для перегрузки ТВС реактор останавливают.

Шаровые твэлы применены в прототипном газоохлаждаемом реакторе THTR-300 (Германия). Шаровые твэлы диаметром 60 мм состоят из специальной графитовой массы, в которой равномерно диспергированы микротвэлы. Наружный слой толщиной 5 мм топлива не содержит. Микросферическое топливо, получаемое золь-гель процессом, состоит или из диоксида обогащенного урана, или из смеси диоксидов 235U или 233U с диоксидом тория. Массовое содержание последнего достигает 90%. Микросферы диаметром 0,4-0,8 мм покрывают двумя слоями пироутлерода (пористым и плотным) и карбидом кремния, основное назначение которых — удержание осколков деления. Сформированные шаровые твэлы подвергают высокотемпературному спеканию, в результате которого они приобретают высокую механическую прочность.

THTR-300

Энергоблок с ядерным реактором THTR-300 на немецкой АЭС Hamm-Uentro, демонтирован в 1991 году

Активная зона реактора располагается внутри полости толстостенного (1 м) цилиндрического сборного графитового отражателя с коническим дном. Она состоит примерно из 70000 шаровых твэлов. Диаметр графитовой полости до 5,6 м; высота до 6 м. Во время эксплуатации реактора шаровые твэлы непрерывно подаются сверху в активную зону и также непрерывно из нее извлекаются через центральное отверстие в коническом днище со скоростью до 1000 шт./ч. До предельного выгорания осуществляется шесть-семь циклов обращения твэлов. При этом в каждом цикле контролируется их геометрия, сплошность оболочки по выходу осколочных продуктов, выгорание. Многократная подача твэлов в активную зону позволяет пропускать их по разным зонам, чем достигается более равномерное выгорание топлива и равномерное энерговыделение. Температура гелия на входе в реактор составляет 270 °С, на выходе из реактора 750 °С. Давление пара на турбине 18 МПа при 530 °С обеспечивает КПД энергоустановки, равный 40 %. Среднее энерговыделение в активной зоне достигает 6 кВт/л (в 18 раз ниже, чем в реакторе ВВЭР-1000), однако глубина выгорания составляет 113000 МВт*сут/т, что также является следствием высокой конверсии вторичного ядерного топлива.

Направление движения теплоносителя, охлаждающего активную зону, выбрано сверху вниз для исключения всплывания шаровых твэлов и разрыхления активной зоны. Однако этим решается еще одна задача — осуществляется охлаждение «холодным» гелием верхней части активной зоны, подпитывающейся более обогащенным, невыгоревшим топливом, что требует большего температурного перепада между твэлами и теплоносителем. Поскольку максимум плотности нейтронного потока в этом случае также находится сверху, система СУЗ с целью увеличения эффективности вводится сверху. При этом группа управляющих стержней расположена в боковом графитовом отражателе, а группа аварийных трубчатых стержней диаметром 105 мм, содержащих В4С и имеющих конический наконечник под углом 60°, при необходимости приложением усилия может быть введена на требуемую глубину шаровой топливной засыпки со скоростью 30 см/с.

Одним из эксплуатационных требований гелийохлаждаемых графитовых высокотемпературных реакторов является недопустимость попадания заметных количеств кислорода и влаги в активную зону в целях исключения коррозии графита. Дальнейшее развитие высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов связано с возможностями использования тепла при высоком уровне температур, составляющем 700-1000 °С. Высокотемпературный химический синтез экономически выгоден в ряде технологических процессов. К таким процессам относятся высокотемпературная паровая газификация угля с образованием смеси Н2 и СО, которая в свою очередь может быть превращена в метан при реализации газотермической реакции с утилизацией тепла, металлургические процессы прямого восстановления железа из руд, ряд других процессов химической технологии.

Безопасность ядерных энергетических реакторов является одной из главных задач, от решения которых зависит дальнейшее развитие атомной энергетики. Выполнение условия отрицательной обратной связи мощностных эффектов обязательно для того, чтобы физически реактор находился в области устойчивости. Но не менее важны и низкие скорости протекания нестационарных процессов, с тем чтобы в любых ситуациях не достигались критические величины эксплуатационных параметров активной зоны при введении в действие систем безопасности. Например, в водо-водяных корпусных реакторах, топливо которых запасает большое количество тепла, необходимы гарантии невозникновения пароциркониевой реакции с выделением водорода, неперекрытия проходных сечений теплоносителя в ТВС при деформации оболочек твэла в температурной области сверхпластичности, неразрушения в большом объеме и нерасплавления активной зоны и ряд других, требующих решения сложных задач быстрой остановки и расхолаживания реактора и удержания безопасных температур в течение длительного времени (не менее суток).

Высокотемпературные гелий-графитовые реакторы в этом отношении имеет ряд преимуществ. Графит как замедлитель и матрица дисперсионных твэлов, объем которого в активной зоне газоохлаждаемого реактора значителен, обладает достаточно высокой теплоемкостью, а энергонапряженность в активной зоне таких реакторов низка (не более 6-8 кВт/л), что приводит к замедлению протекания всех нестационарных температурных процессов и облегчает создание системы аварийного охлаждения реактора. При штатных режимах эксплуатаций такой реактор отличается саморегулированием и устойчивостью к физическим возмущениям. Температуры плавления и испарения графита и керамического топлива высоки. Таким образом, даже резкие локальные или общие скачки температуры не приведут к скоротечным необратимым изменениям состояния компонентов активной зоны, тем более к расплавлению и возгонке. Инертность гелиевого теплоносителя упрощает эксплуатационные условия материалов и узлов активной зоны, состояние их легко контролируется. Попадание в реактор ограниченных количеств влаги и кислорода не приводит к повреждению топлива и не вызывает серьезных осложнений, хотя и требует мер по устранению возможного выгорания графита с распространением радиоактивного углерода. В то же время следует иметь в виду трудности удержания гелия под давлением при высокой температуре.

Отмеченные особенности свидетельствуют о высоких ядерно-физических характеристиках и безопасности высокотемпературных гелий-графитовых реакторов и позволяют оценить перспективу возможного их использования в развивающейся ядерной энергетике. Однако этот тип реакторов пока не получил заметного развития, что (кроме прочих причин) связано и с недостаточным опытом эксплуатации демонстрационных установок, созданных для подтверждения ожидаемых результатов.

При выполнении бетонирования, особенно в холодное время года при низких окружающих температурах, особенно важно соблюдение всего технологического процесса. Трансформатор для прогрева бетона можно купить при переходе по ссылке.

Читайте также:

Updated: 02.08.2015 — 08:38
Энергетика. ТЭС и АЭС © 2012 Использование материалов с сайта разрешается при наличии на него активной ссылки без тегов nofollow и noindex.
Adblock detector