Tiêu đề Проектирование, эксплуатация и инжиниринг атомных станций_2.pdf ✅

131 Р а з д е л II ПАРОПРОИЗВОДИТЕЛЬНЫЕ УСТАНОВКИ Источником теплоты на АЭС является ядерный реактор. Выбор типа реактора для АЭС и его параметров — очень сложная задача. Она включает в себя обоснования для использования тех или иных конструкционных материалов, топлива и теплоносителя, многочис- ленные экспериментальные и расчетные исследования. Выполня- ются вариантные нейтронно-физические и теплогидравлические рас- четы реактора, конструкторские разработки различных элементов оборудования реакторной установки, включая главные циркуляцион- ные трубопроводы, проводятся оптимизационные расчеты. В ядерной энергетике каждой страны эксплуатируется огра- ниченное число типов реакторов. В России это ВВЭР, РБМК, БН. Проводятся исследования по усовершенствованию этих типов реак- торов и поиск перспективных. Число последних хотя и больше, но также ограничено. В России в числе наиболее вероятных для исполь- зования в обозримом будущем могут быть названы ВВЭР-СКД (водо-водяной энергетический реактор сверхкритического давле- ния), БРЕСТ (быстрый реактор с естественной безопасностью со свинцовым теплоносителем), ВТГР (высокотемпературный гелий- охлаждаемый реактор). Ограниченность числа используемых и наиболее вероятных к применению типов реакторов можно объяснить, во-первых, свой- ствами имеющихся конструкционных материалов и, во-вторых, спе- цифическими требованиями к теплоносителям и их свойствам. Под реакторной установкой обычно понимают полную совокуп- ность оборудования, связанную с реактором потоками теплоноси- теля. Значительное место (зависит от типа реактора) в этой совокуп- ности могут занимать вспомогательные системы, обеспечивающие надежную и безопасную работу реактора и реакторной установки в целом. Паропроизводительная установка электростанции — это комп- лекс технических устройств, предназначенный для получения пара. Из этого определения следует, что ППУ на АЭС — это часть реак-
132 торной установки, обеспечивающая основной технологический про- цесс. Проекты создаваемых и перспективных реакторных установок выполняются таким образом, чтобы получить максимальную эффек- тивность атомной электростанции при наилучших ее экономичности и надежности. При проектировании АЭС тип реактора, а также типы основных элементов оборудования, таких как парогенератор, турбина, заданы. Они определяются возможностями топливной базы, металлургии, машиностроения, мощностями производства топливных изделий, теплоносителей и т.п. Применительно к заданному типу реактора, в первую очередь проектируется паропроизводительная установка и определяются параметры вырабатываемого ею пара. Решение этой задачи предпо- лагает выбор, обоснование, оптимизацию значительного числа пара- метров, как структурных, так и числовых, называемых управляе- мыми параметрами. На определение их значений направлены усилия проектировщиков и исследователей тепловых схем. Некоторые характеристики реакторов различных типов, влияющие на решение данной задачи или являющиеся результатом решения, приведены в табл. II.1. К этим характеристикам будем возвращаться по мере рас- смотрения различных ППУ. Здесь приведем лишь расшифровку обозначений типов реакторов: РБМК — реактор большой мощности канальный (разновидность водографитовых реакторов ВГР); ВВЭР — водо-водяной энергетический реактор; PWR — pressurized water reactor (реактор с водой под давлением); BWR — boiling water reactor (реактор с кипящей водой); PHWR — pressurized heavy water reactor (реактор с тяжелой водой под давлением); БН — на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем; БРЕСТ — быстрый реактор с естественной безопасностью со свинцовым теплоносителем; AGR — advance gas reactor (усовершенствованный газовый реак- тор); ВГР — высокотемпературный газовый реактор (обычно обознача- ется ВТГР).
133 Таблица II.1 Характеристики реакторов различных типов Характе- ристика Тип реактора РБМК- 1000 ВВЭР-1000 PWR Команч- Пик2 (США) BWR Лимерик2 (США) PHWR Дар- линттон 3 (Канада) БН-600 БРЕСТ-1200 (проект) AGR Торнесс2 (Великобри- тания) ВГР-400 (проект) Nэ, МВт, × × число ПТУ 500×2 1000 1161 1150 935 200×3 1200 682 300—400 Топливо* UO2 UO2 UO2 UO2 UO2 UO2 UN + PuN UO2 — Загрузка, т, тяжелого металла 192 76 81,85 140,1 119 12,1 63,9 114 — Обогаще- ние**, % 2,0—2,4 3,3—4,4 1,6/2,4/3,1 (4,0) 1,85 (3,3) Природ- ный уран 17/21/26 — 1,4/1,78/ 2,25 (2,8/3,54) 10 Глубина выгорания средняя, МВтæсут/кг U 10 40,2 36 40,4 7,79 100 — — — Твэл Материал оболочки Zr/1 % Nb Zr/1 % Nb Zr-4 Zr-2 Zr-4 Нержавею- щая сталь ЭП-823 (12 % Cr, Si) Нержавею- щая сталь Пироугле- род + кар- бид Si , °С 325 350 349 355 300 710 < 650 840 < 1500 dнар, мм 13,63 9,1 9,14 11,18 13,1 6,9 9,1/9,6/10,4 14,51 60 (сфери- ческий) t доб об
134 Окончание табл. II.1 Характе- ристика Тип реактора РБМК- 1000 ВВЭР-1000 PWR Команч- Пик2 (США) BWR Лимерик2 (США) PHWR Дар- линттон 3 (Канада) БН-600 БРЕСТ-1200 (проект) AGR Торнесс2 (Великобри- тания) ВГР-400 (проект) Число твэлов в ТВС 36 312 264 62/60/74 37 127 — 36 8105 (засыпка) Число ТВС 1661 163 193 764 6240 369 332 2656 — Активная зона Da.з, м 11,8 3,16 3,37 4,57 5,66 2,05 4,755 9,31 6,4 Hа.з, м 7,0 3,53 3,66 3,71 5,94 0,75 1,1 8,29 4,8 , МВт/м3 — 108 104,5 50,8 18,5 413 143 2,76 6,5—7,1 , МВт/м3 — 216 242,4 112,1 43,1 705 — 4,5 — Материал корпуса Zr/2,5 % Nb XI5H2ФМА SA533B SA533B HC304L (горизон- тальный цилиндр) Х18Н9Т ПНБ ПНБ ПНБ , м 0,08 (канала) 4,15 4,38 6,38 8,46 12,86 *** 9 **** 20,28 — Hкорп, м 7,0 10,9 13,36 22,4 5,95 12,6 — 21,9 — δкорп, мм 4 (канала) 192,5 219,2 160 31,7 30 — 5762 — qсрV q max V Dвнкорп