ПОИСК Статьи Рисунки Таблицы Конструкция ядерного реактора из "Акустическая диагностика и контроль на предприятиях ТЭК" Конструкции объектов нефтегазового комплекса и так называемого хвоста атомной электростанции (АЭС), весьма сходного с оборудованием обычной тепловой электростанции (разумеется, с учетом специфики способа получения энергии), в значительной степени общеизвестны, но для большинства потенциальных читателей книги специфика конструкции и эксплуатации ядерного реактора являются экзотикой. Без хотя бы самого общего ее освещения некоторые фрагменты книги окажутся, по-видимому, не понятыми. [c.15] В настоящее время основу атомной энергетики стран СНГ составляют АЭС с реакторами, в которых тепло, выделяемое в результате деления ядер урана-235, отводится теплоносителем - водой. Теплоноситель находится под высоким давлением, что предотвращает его кипение, резко ухудшающее пе -редачу тепла. Одновременно вода является замедлителем нейтронов, уменьшающим их энергию, что необходимо для протекания ядерной реакции деления урана. Поскольку вода является и замедлителем и теплоносителем, подобные реакторы носят название водо-водяных. Вода под давлением поступает в корпус реактора, прокачивается через активную зону, где находится ядерное топливо, и подогретая, через выходные патрубки и соединенные с ними трубопроводы подается в теплообменник, откуда полученная энергия поступает на турбину или к другому потребителю тепла. В реакторах типа ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) вода заполняет корпус реактора (рис. 1.1), который воспринимает на себя ее давление, составляющее около 160 атм. [c.15] В отличие от ВВЭР в реакторах РБМК (реактор большой мощности, канальный) замедлителем является графит, а поток теплоносителя (паро-водяной смеси) пропускается через систему труб (каналов) с ядерным топливом, благодаря чему давление теплоносителя воспринимается стенками каналов, а корпус реактора оказывается разгруженным, что потенциально повышает безопасность реактора. К сожалению, бесцеремонное обращение с реактором подобного типа в Чернобыле, в значительной степени связанное с уверенностью в его полной безопасности, привело к известной катастрофе 1986 г., что приостановило разработку реакторов подобного типа. Однако с принятием дополни -тельных мер безопасности продолжается эксплуатация имеющихся реакторов РБМК. [c.15] В корпусе реактора ВВЭР размещена активная зона, где находится тепловыделяющие сборки (ТВС), являющиеся законченными единицами ядерного топлива и комплектующие активную зону. Они вставляются в дистанцио-нирующие решетки и образуют вместе с ними корзины , в специальных каналах которых перемещаются стержни, поглощающие нейтроны (поглощаю -щие элементы - ПЭЛы), с помощью которых регулируется интенсивность деления ядер урана и, соответственно, мощность реактора. [c.15] Каждая ТВС содержит множество тепловыделяющих элементов (твэлов) - тонкостенных труб из циркониевого сплава длиной около 4 м, в которых находятся таблетки двуокиси урана. Снаружи трубы омываются теплоносителем. Конструкции ТВС и твэлов определяются основными проектными параметрами реакторов, указанными в табл. 1.3. [c.17] Дистанционирование твэлов осуществляется 15 сотовыми решетками, разнесенными с шагом 250 мм по длине ТВС. Решетки крепятся с помощью центральной (каркасной) трубы диаметром 11,2 мм и толщиной стенки 0,8 мм. Внутри ТВС имеются направляющие каналы - трубы диаметром 12,6 мм с толщиной стенки 0,8 мм, в которых размещены органы системы управления защитой (СУЗ) 18 ПЭЛов объединены в один поглощающий стержень (ПС) с индивидуальным приводом, обеспечивающим его перемещение в ТВС (рис. 1.3). Основные конструкционные параметры ТВС и твэлов реактора ВВЭР-1000 приведены в табл. 1.4. [c.17] Основные требования к ТВС ВВЭР и методы их обеспечения. К числу основных требований относится обеспечение надежного охлаждения твэлов в ТВС как при нормальных условиях эксплуатации реакторной установки, так и в аварийных режимах, включая наиболее тяжелые - максимальные проектные аварии. Для этого необходимо поддерживать неизменным проходное сечение теплоносителя в ТВС, что обеспечивается жесткостью дистанционирующей решетки (ДР). Необходима также возможность теплового расширения твэлов без изгибов их пучка, нарушения дистанционирования и существенного механического воздействия на твэлы со стороны чехла. Для этого в верхней части ТВС обеспечена возможность свободного перемещения (удлинения) твэлов. [c.17] Обеспечение достаточной жесткости крепления твэлов в условиях транспортировки и эксплуатации ТВС достигается выбором оптимального соотношения жесткости пружин и количества ДР по длине ТВС фиксацией нижних концов твэлов и направляющих труб точечной сваркой силовым действием блока прз ин в головке ТВС (12 ООО Н), компенсирующим возможные изменения размеров и теплогидравлических условий работы активной зоны. [c.18] Конструкция твэла ВВЭР. Топливный сердечник твэла ВВЭР в виде столба, составленного из керамических (спеченных) цилиндрических брикетов двуокиси обогащенного урана, размещен в оболочке из циркониевого сплава (см. рис. 1.3). Для пространственной фиксации топливного столба и обеспечения его неразрывности имеется фиксирующий элемент в виде разрезной втулки. Для герметизации твэла на концах оболочки приварены заглушки. В твэле предусмотрены объемы для сбора газообразных продуктов деления - отдельный газосборник, зазор между сердечником и оболочкой и центральное сквозное отверстие в таблетках, имеющее диаметр 2,3 мм. При таком диаметре отверстие не изменяет размеров при линейных тепловых нагрузках на твэл порядка 500 Вт/см, тогда как отверстие диаметром 1,5 мм закрывается уже при нафузках 350-4(Ю Вт/см. [c.18] Между столбом из двуокиси урана и оболочкой всегда имеется зазор. Минимальная его величина (0,15 мм) определена как обеспечивающая компенсацию теплового расширения таблеток при выходе реактора на номинальную мощность и технологических возможностей снаряжения твэлов (заполнения их двуокисью урана). Для предотвращения возможного радиального деформирования оболочки внешним давлением теплоносителя твэл при изготовлении заполняют гелием под давлением 2 МПа (20 атм). Давление выбрано, исходя из необходимости устойчивости оболочки с учетом возможной некруглости (овальности) оболочки технологического происхождения, при которой разность диаметров в различных направлениях может достигать 0,4 мм. [c.18] Длина ТВС, м Размер под ключ , м Количество твэлов в ТВС, шт. [c.19] Наружный диаметр трубы твэла, мм Внутренний диаметр трубы твэла, мм Толщина стенки трубы, мм Количество направляющих каналов, шт. [c.19] Эквивалентное сечение прохода теплоносителя, м Материал поглотителя в ПЭЛе Материал оболочки ПЭЛа Расстояние между центрами ТВС в зоне, м Количество ТВС в зоне, шт. [c.19] Минатом РФ уделяет первостепенное внимание безопасности ядерной энергетики. Определены два основных направления, в соответствии с которыми обеспечивается выполнение растущих требований к качеству производ -ства и эксплуатации всех компонентов АЭС. Первое направление основано на изменении конструкции ядерных реакторов и составляющих его элементов. Эта концепция требует организационных мероприятий, нового оборудования, технологий, материалов, улучшения их использования на различных этапах производства, а также новых разработок, изменения планирования, повышения квалификации персонала и т.д. [c.19] Второе направление основано на улучшении текущего контроля техноло -гических процессов, непосредственно воздействующего на качество производимых компонент. Оно предусматривает контроль параметров процессов с применением встроенных в линию компьютеризованных контрольно-измерительных систем и непрерывную запись всех текущих аномалий, более частое обслуживание и градуировку, специальные линии связи инженер - оператор , взаимные технические экспертизы. Роль акустических методов в реализации этого направления трудно переоценить. [c.19] Вернуться к основной статье