Энергетика. ТЭС и АЭС

Всё о тепловой и атомной энергетике

Организация теплоотвода в ядерных реакторах

Одна из основных задач при конструировании ядерных реакторов — обеспечить надежный съем тепла, выделяющегося в твэлах. Это обусловлено не только тем, что в них генерируется более 90 % тепловой энергии, но и тем, что под оболочкой твэлов накапливаются радиоактивные продукты деления. Ухудшение теплоотвода может привести к разгерметизации твэлов и выходу продуктов деления в контур теплоносителя. Надежное охлаждение твэлов должно быть обеспечено не только при нормальных условиях эксплуатации, но и при аварийных ситуациях. В связи с этим, как правило, за исключением, может быть, высокотемпературных и тяжеловодных реакторов с горизонтальными каналами, предусматривается восходящее движение теплоносителя в активной зоне, что обеспечивает нормальный переход от принудительной циркуляции теплоносителя к естественной в случае выхода из строя циркуляционных насосов.

Наряду с этим необходимо обеспечить отвод тепла от других реакторных узлов и конструкций, в которых оно выделяется. Хотя количество этого тепла сравнительно невелико, его надежный отвод в ряде случаев не менее важен, чем от твэлов.

В реакторах на тепловых нейтронах заметное количество тепла выделяется в замедлителе. Можно считать, что вся кинетическая энергия нейтронов в процессе замедления рассеивается в виде тепловой энергии в замедлителе. Кроме того, в нем выделяется тепло в результате поглощения первичного и вторичного y-излучения. Это основные составляющие энерговыделения в замедлителе, которые в сумме дают около 6% полного энерговыделения в реакторе. Теми же процессами определяется энерговыделение и в отражателе, непосредственно примыкающем к активной зоне.

Для водо-водяных реакторов нет необходимости специально оценивать энерговыделение в замедлителе и отражателе, так как здесь вода выполняет одновременно и роль теплоносителя. Иное дело в тяжеловодных реакторах, где замедлитель и отражать, как правило, разделены с теплоносителем. Более того, температуру тяжелой воды в межканальном пространстве целесообразно поддерживать ниже 100 °С. Для этого предусматривается автономный контур охлаждения, который рассчитывается исходя из энерговыделения в тяжелой воде, выполняющей одновременно роль замедлителя и отражателя. При оценке энерговыделений в тяжелой воде, расположенной в межканальном пространстве реакторов этого типа, необходимо учитывать также некоторый сток тепла от более горячего теплоносителя, омывающего ТВС.

Особенно важно правильно организовать отвод тепла от графитовой кладки. Графитовая кладка весьма массивная, и в ней могут возникать большие градиенты температур и значительные термические напряжения. Высокие температуры приводят к охрупчиванию, уменьшению теплопроводности и распуханию графита. В зависимости от типа графитового реактора по-разному решается проблема охлаждения графитовой кладки. В газоохлаждаемых реакторах корпусного типа графитовая кладка охлаждается основным теплоносителем. В магноксовых низкотемпературных реакторах и усовершенствованных типа AGR сток тепла от графитовой кладки обеспечивается теплоносителем, протекающим не только через технологические каналы, но и через зазоры самой графитовой кладки как замедлителя, так и отражателя. При этом максимальная температура теплоносителя в магноксовых реакторах не превышает 400 °С, а в реакторах типа AGR — 650 °С, что вполне обеспечивает допустимый уровень температуры графитовой кладки. В высокотемпературных графитовых реакторах схема циркуляции теплоносителя более сложная. Обычно весь теплоноситель или его часть по специальным каналам поступает вначале для охлаждения графитового отражателя, а затем направляется в рабочие каналы для отвода тепла от твэлов и графитовой кладки активной зоны. В высокотемпературных реакторах (HTGR и THTR) движение теплоносителя нисходящее, его температура на выходе составляет около 750 °С. Нисходящее движение теплоносителя обеспечивает более благоприятные условия работы приводов СУЗ и механизмов перегрузки топлива, имеющих обычно верхнее расположение.

В графитовых реакторах канального типа, охлаждаемых водным теплоносителем, графитовая кладка заполняется инертным газом с небольшим избыточным давлением, предотвращающим подсос воздуха и, следовательно, окисление графита. Сток тепла от графитовой кладки идет в основной теплоноситель, охлаждающий ТВС. При этом в реакторах типа АМБ максимальная температура графита составляет 700—750 °С, что вполне допустимо. В реакторах РБМК-1000 максимальная температура графита заметно ниже и составляет 550—580 °С. Это обусловлено, с одной стороны, тем, что температура в реакторах РБМК заметно ниже, чем в АМБ, а с другой—специальной конструкцией размещения труб технологического канала в вертикальных отверстиях графитовой кладки. Металлическая труба наружным диаметром 88 мм контактирует с графитовой кладкой, имеющей внутренний диаметр отверстий 114 мм, за счет установки разрезных графитовых упругих колец, которые поочередно плотно прилегают к трубе технологического канала и к графитовой кладке. Таким образом, сток тепла преимущественно идет за счет теплопроводности графита, а не газового зазора, заполняющего графитовую кладку.

Съем тепла в стержнях регулирования в реакторах корпусного типа надежно обеспечивается основным теплоносителем. В канальных реакторах охлаждение стержней СУЗ осуществляется от автономного контура, как, например, в реакторах типа РБМК. Энерговыделение в стержнях регулирования, как правило, весьма неравномерно по высоте, особенно при частичном погружении поглощающего стержня в активную зону. В этом случае в результате деформации плотности потока нейтронов по высоте наибольшее тепловыделение будет в нижней части стержня, а в верхней, расположенной вне активной зоны, энерговыделение будет сравнительно небольшим. В связи с этим могут возникнуть большие градиенты температуры по высоте стержня и его деформация. Так как зазоры между подвижными поглощающими стержнями и каналами, в которых они перемещаются, весьма малы, то уже сравнительно небольшие деформации могут привести к заклиниванию стержней. Поэтому охлаждение подвижных поглощающих стержней должно быть весьма надежным.

Важно обеспечить равномерный теплоотвод от массивных металлических элементов, примыкающих к активной зоне, тепловыделение в которых обусловлено преимущественно первичным и вторичным y-излучением, а в ряде случаев и y-квантами, возникающими в результате реакции (n, y) в самом материале. К таким элементам относятся опорные конструкции активной зоны, массивная верхняя крышка, которые должны по возможности омываться «холодным» теплоносителем.

Теплоотвод из зоны воспроизводства реакторов-размножителей осуществляется основным теплоносителем, поступающим из общей напорной камеры. При этом в соответствии с энерговыделениями в зоне воспроизводства и активной зоне расход теплоносителя профилируется. Через боковую часть зоны воспроизводства расход сравнительно невелик. Основная часть теплоносителя идет через активную зону и торцевые части зоны воспроизводства.

Заметное количество тепла выделяется в толстостенных корпусах, что может привести к значительным градиентам температуры и большим термическим напряжениям. Для ослабления потоков нейтронов и y-квантов между корпусом реактора и активной зоной устанавливаются так называемые тепловые экраны. В водо-водяных реакторах тепловой экран представляет собой слои стали и воды Вода замедляет быстрые нейтроны, не провзаимодействовавшие в активной зоне, а сталь хорошо поглощает y-кванты и тепловые нейтроны. Суммарная эффективность теплового экрана выбирается из условий допустимых термических напряжений в корпусе. Ослабление потока быстрых нейтронов, падающих на корпус, существенно еще в том отношении, что сталь под их действием охрупчивается, теряет пластичность, ухудшаются ее механические свойства. Кроме того, вода, омывая корпус реактора отводит от него тепло.

В графитовых реакторах роль теплового экрана выполняют слои графита и спали с присадкой бора. Аналогичное сочетание материалов используется в реакторах с интегральной компоновкой первого контура в качестве нейтронной защиты, предотвращающей активацию теплоносителя второго контура.

Корпуса реакторов обычно омываются «холодным» теплоносителем, что особенно важно в высокотемпературных реакторах. В реакторах с натриевым теплоносителем для предотвращения возможных «тепловых ударов» используются внутренние металлические экраны, в зазоре между которыми и корпусом реактора протекает «холодный» теплоноситель.

Глубокого охлаждения требуют корпуса из предварительно напряженного железобетона, толщина которых достигает несколько метров. Поскольку сам бетон на растяжение практически не работает, его температура по всей толще должна быть примерно одинаковой, не более 70 °С. Для этого на границе между внутренней поверхностью железобетонного корпуса и металлической обшивкой устанавливается система труб, по которым прокачивается охлаждающаяся вода. Металлическая обшивка с внутренней стороны покрывается тепловой изоляцией.

Потоки нейтронов и y-квантов проникают и за пределы корпуса реактора. Для их ослабления до допустимых значений, безопасных для обслуживающего персонала, предусмотрена биологическая защита—слой тяжелого бетона толщиной не менее 2—3 м. Взаимодействие нейтронов и у-квантов с материалом защиты приводит также к энерговыделению в ней. Для сведения к минимуму температурных градиентов в бетоне имеется либо воздушное, либо водяное охлаждение.

Для снижения потоков нейтронов и у-квантов, проникающих в бетонную защиту, в отечественных водо-водяных и графитовых реакторах устанавливается кольцевой бак с водой, выполняющий роль теплового экрана биологической защиты. Толщина бака с водой составляет 1000—1200 мм.

При возведении ядерных установок неотъемлемым этапом являются бетонные работы. Где купить бетон вы можете узнать перейдя по ссылке.

Читайте также:

Updated: 18.12.2014 — 09:40
Энергетика. ТЭС и АЭС © 2012 Использование материалов с сайта разрешается при наличии на него активной ссылки без тегов nofollow и noindex.
Adblock detector