Высокотемпературный газоохлаждаемый реактор

Атомная энергоустановка Fort St. Vrain, построенная фирмой Gulf General Atomic около Денвера, штат Колорадо, США, стала первым работающим полномасштабным энергетическим реактором высокотемпературного типа. На АЭС Fort St. Vrain установлен один реактор мощностью 822 МВт и электрической мощностью нетто 330 МВт. Реактор достиг критичности в феврале 1974 г. и начал работать на номинальном уровне мощности в 1979 г. К главным особенностям этой системы следует отнести: тории-урановыи топливный цикл с топливом в виде частиц покрытиями; использование графита в качестве оболочек твэлов и замедлителя; гелиевый теплоноситель с температурой на выходе из активной зоны 770 °С; одноходовые модульные парогенераторы с интегральной компоновкой перегревателей пара; корпус из предварительно напряженного бетона.

Активная зона, парогенераторы и гелиевые газодувки установлены внутри корпуса реактора, сделанного из бетона, армированного стальными обручами и предварительно напряженного стальными канатами. Через верхнюю крышку корпуса проходят каналы, которые используются для перегрузки топлива и для размещения приводов стержней регулирования. С внутренней стороны стенок корпуса установлена охлаждаемая водой оболочка из углеродистой стали, которая образует газонепроницаемую камеру и выполняет функцию первичной противо-аварийной оболочки. Функцию вторичной противоаварийной оболочки выполняет корпус реактора. Проходки в стенках корпуса имеют две герметизирую- щие заслонки, чтобы сохранить двойную систему герметизации.

Устройство первого контура циркуляции теплоносителя схематически изображено на рис. 41. Система отвода теплоты из активной зоны разделены на две параллельные петли, в каждой из которых установлен шести-модульный парогенератор и две гелиевые газодувки, при- водимые паром. Газ из всех четырех газодувок нагнетается в камеру, расположенную под опорным полом активной зоны. Затем поток газа по кольцевому зазору вокруг активной зоны поступает в камеру над активной зоной, откуда движется вниз через активную зону, нагреваясь до температуры 780 °С. Горячий газ проходит далее через парогенератор и поступает в газодувки. Паровые турбины газодувок приводятся па- ром, предварительно прошедшим через турбину турбогенератора и пароподогреватель. Каждый из модулей парогенератора содержит секции подогревателя, перегревателя и испарителя-экономайзера.

Рис. 41. Система циркуляции те- плоносителя в высокотемпера- турном газоохлаждаемом реак- торе «Fort St. Vrain»:

1 – проходки для перегрузки топлива; 2 – стержни регулирования; 3 – клапаны; 4 – отражатель; 5 – активная зона; 6 – поддон активной зоны; 7 – парогенератор; 8 – гелиевая газодувка (циркулятор); 9 – корпус реактора из предварительно напряженного бетона; 10 – холодный гелий; 11 – горячий гелий

Активная зона реактора имеет цилиндрическую форму высотой 4,75 м и диаметром 6 м (рис. 42). Она окружена графитовым отражателем толщиной 1 м на верхнем торце и 1,2 м на нижнем торце и на боковых поверхностях. Активная зона набрана из 247 вертикальных топливных сборок, каждая из которых содержит шесть элементов, установленных друг над другом вдоль вертикальной оси. Эти элементы длиной 0,79 м имеют призматическую форму с гексагональным поперечным сечением шириной граней 036 м. Для организации перегрузки топлива активная зона разделена на отдельные зоны, каждая из которых, кроме нескольких зон на границе, содержит семь топливных сборок. Эти семь сборок каждой зоны установлены на одном гексагональном блоке, как показано на рис. 43. Сами блоки опираются на опорный бетонный пол активной зоны, защищенный стальной оболочкой, охлаждаемой водой. Вся графитовая структура окружена стальным цилиндром, который служит боковой опорой для стержней топлива и отражателя.

Рис. 42. Активная зона высоко- температурного газоохлаждае- мого реактора «Fort St. Vrain»: 1 – поток теплоносителя;

2 – отражатель; 3 – активная зона; 4 – каналы для стержней регулирования

Высокая удельная энергонапряженность HTGR не позволяет использовать графитовую конструкцию активной зоны внутренних слоев отражателя в течение всего ресурса реактора. Часть бокового отражателя непосредственно примыкающего к активной зоне, набрана из от- дельных графитовых блоков, которые заменяются вместе с заменой смежных с ними топливных зон. Торцевой отражатель заменяется вместе с заменой соответствующего топливного стержня. Поскольку замедлитель входит составной частью в твэлы, то он заменяется при со- ответствующей перегрузке топлива.

Рис. 43. Активная зона HTGR АЭС «Fort St. Vrain»: 1 – керамическая тепловая защита; 2 – нижний отражатель; 3 – технологический канал; 4 – активная зона; 5 – ТВС; 6 – верхний отражатель; 7 – слой борированных блоков; 8 – блок бокового отражателя; 9 – обечайка активной зоны; 10 – герметичная оболочка; 11 – тепловая защита; 12 – блоки нижней плиты; 13 – опора; 14 – входной канал парогенератора

Топливные стержни установлены в 210 вертикальных каналах, про- ходящих через каждый гексагональный графитовый блок. Такой блок со- держит также 108 вертикальных каналов для прохода теплоносителя. Топливо и сырьевой материал в виде частиц с покрытием распределены в графитовой матрице. Ядро частицы топлива содержит смесь дикарбидов урана и тория, а ядро частицы сырьевого материала содержит только дикарбид тория. Каждый тип частицы имеет четырехслойное покрытие. Внутренний слой покрытия сделан из пористого пироуглерода, который поглощает осколки деления, а в его порах накапливаются газообразные продукты деления. Следующий слой покрытия – высокоплотный пиролитический углерод, а третий слой – карбид кремния, непроницаемый для летучих твердых продуктов деления, таких как стронций и цезий. Четвертый слой из пиролитического углерода предназначен для увеличения прочности композиционного покрытия и защиты карбида кремния от химического воздействия теплоносителя. Диаметр частиц сырьевого материала в 2 раза больше диаметра топливных частиц. В полости в топливе или в специальные каналы вводятся также выгорающие поглотители в форме карбида бора. Эти поглотители компенсируют изменение реактивности вследствие выгорания топлива и накопления продуктов деления.

Как уже говорилось выше, активная зона разделена на отдельные зоны, каждая из которых содержит семь топливных стержней. В центральном стержне сделаны три цилиндрических канала, проходящих через верхний торцевой отражатель и активную зону. Два из этих каналов заняты стержнями регулирования, содержащими карбид бора. Стержни приводятся двигателями, расположенными в проходках для перегрузки топлива в верхней крышке реактора. Третий канал предназначен для размещения шаров из карбида бора, которые сбрасываются в него для аварийной остановки реактора. Реактор имеет 74 стержня регулирования, перемещающихся попарно.

Перегрузка топлива осуществляется при остановленном реакторе. Одновременно заменяется 1/6 часть топливной загрузки. Реактор Fort St Vrain начал работать в режиме открытого топливного цикла без пере- работки 233U. Отработанное топливо хранится для использования в будущем. Запланированная глубина выгорания 100000 МВт·сут/т. Испытания, проведенные на реакторе в Peach Bottom и на других реакторах, дают уверенность в устойчивости дисперсного топлива из частиц с покрытием при глубине выгорания такого порядка.

Чтобы выровнять распределение плотности энерговыделения в реакторе, активная зона разделена на четыре радиальные зоны с различными загрузками урана в каждой. Аналогичное зонирование распределения сырьевых материалов позволяет свести к минимуму изменение радиального коэффициента неровномерности тепловыделения в процессе выгорания. Топливная загрузка разделена также аксиально на две зоны с более высокой концентрацией топлива в верхней части активной зоны. Это сделано для того, чтобы сдвинуть максимум плотности энерговыделения в сторону более холодного теплоносителя, поступающего в активную зону сверху. Поскольку при равновесном топливном цикле экспозиция топлива в реакторе в двух смежных перегружаемых зонах различна, то в активной зоне существуют заметные разрывы в распределении плотности энерговыделения на границах смежных зон. Это приводит к увеличению коэффициента неравномерности распределения тепловыделения.

Использование топливных частиц с покрытием, прочность и целостность которых продемонстрирована при нормальной эксплуатации реактора, определяет одну из существенных особенностей реактора FortSt. Vrain, способствующих его безопасности. Эти частицы топлива хорошо выдерживают нестационарные температурные режимы и обладают высоким сопротивлением к химическому воздействию воздуха и воды, которые могут попасть в активную зону при аварийных ситуациях. Двойная система удержания радиоактивности обеспечивается стенками бетонного корпуса и стальной оболочкой, установленной внутри корпуса. Большая теплоемкость активной зоны, в которой распределены частицы топлива, обеспечивает небольшие и сравнительно медленные изменения температуры при изменении мощности реактора. Реактор имеет отрицательный мгновенный коэффициент реактивности по температуре топлива, возникающий в результате доплеровского уширения резонансных уровней Th. Быструю аварийную остановку реактора обеспечивают как обычные поглощающие стержни, так и дополнительная резервная система сброса в каналы активной зоны шаров из карбида бора.

Следует отметить, что реактор Fort St. Vrain представляет собой модификацию первоначальной концепции гомогенного HTGR, в котором весь графит активной зоны содержался в топливных стержнях. Активная зона этого реактора более гетерогенна, топливо в ней сосредоточено в относительно небольших областях графитовых блоков, через которые также проходят каналы с теплоносителем. Это изменение в композиции топливной загрузки позволило увеличить механическую прочность топливных элементов.

Рис. 44. Твэл реактора «Пич-Боттом»: 1 – нижняя концевая деталь; 2 – оболочка; 3 – внутренняя ловушка; 4 – нижний отражатель; 5 – топливо; 6 – пористая пробка; 7 – верхний отражатель; 8 – верхняя концевая деталь под захват

Кроме того, основная масса графита здесь расположена в области более низких темпера- тур, где влияние облучения быстрыми нейтронами не так сильно. Однако переход к высокой концентрации делящихся материалов в области, занятой топливом, приводит к увеличению потоков теплоты и температуры в этой области. Экономические преимущества высокой загрузки сырьевых материалов требуют разработки частиц с покрытием, диаметр ядра которых достигает 800 мкм.

Интересным вариантом конструкции HTGR является концепция реактора с шаровыми твэлами, впервые примененная в реакторе AVR мощностью 15 МВт (эл.), построен- ном фирмой Brown Bove- ri/Krupp в Юлихе, ФРГ. Топливо этого реактора представляет собой смесь 23SU и ториевых частиц с покрытием, распределенных в графитовой матрице сферической формы диаметром 6 см. Эти шаровые твэлы медленно циркулируют через активную зону. К преимуществам такой системы можно отнести отсутствие требований жестких допусков, присущих обычной конструкции, и отсутствие проблем теплового расширения и изменения размеров элементов конструкции активной зоны под действием радиации. Типичный шаровой твэл представляет собой однородную смесь топлива с замедлителем, что обеспечивает умеренные градиенты температуры и низкие термические напряжения в топливном элементе. Непрерывная циркуляция твэлов гарантирует однородность вы- горания топлива и позволяет работать с от- носительно низкой избыточной реактивностью. Преимущество призматических то- пливных элементов реактора Fort St. Vrain состоит в том, что они позволяют организовать многозонную схему обогащения топлива в реакторе. Один из недостатков реактора с шаровыми твэлами связан с трудностью обеспечить надежное передвижение стержней регулирования через шаровую засыпку твэлов в активной зоне. Решение этой зада- чи требует использования сложных и дорогих механизмов привода. После успешной работы AVR, который вышел на номинальную мощность в 1968 г. и проработал в течение нескольких лет при низком уровне концентрации продуктов деления и при температуре газа на выходе из активной зоны 850 °С, исследования продолжаются на реакторе-прототипе мощностью 300 МВт (эл.), который известен как THTR (ториевый высокотемпературный реактор). В активную зону этого реактора засыпано 675 000 шаровых твэлов диаметром 6 см. Внутри каждого шарового графитового твэла, покрытого оболочкой толщиной 0,5 см, диспергированно 33 000 топливных частиц диаметром 400 мкм. Активная зона имеет цилиндрическую форму диаметром 5,6 м и высотой 6 м. Шаровые твэлы медленно циркулируют через активную зону сверху вниз под действием силы тяжести, выходя через выпускной канал в днище активной зоны. Затем они проходят через систему сортировки, в которой выводятся поврежденные твэлы и измеряется выгорание топлива. В активную зону возвращаются только отобранные для рециркуляции твэлы, которые по трубопроводам с пневмоприводом загружаются сверху в корпусе реактора.

Рис. 45. ТВС реактора «Fort St. Vrain»: 1 – канал для теплоносителя; 2 – канал для выгорающего поглотителя;

3 – топливный канал; 4 – топливный слой; 5 – канал теплоносителя; 6 – стержень с выгорающим поглотителем;

7 – поток гелия; 8 – графитовая пробка; 9 – отверстие под захват; 10 – штифт; 11 – гнездо для штифта

Регулирование реактора осуществляется поглощающими стержнями, перемещающимися в каналах в графитовом отражателе, а остановка реактора обеспечивается вводом поглощающих стержней непосредственно в активную зону. Система аварийной остановки дублируется введением в активную зону газообразного трифторида бора. Плотность энерговыделения в активной зоне составляет 5 МВт/м3, а температура Не на входе в парогенератор 750 °С. Корпус реактора сделан из предварительно напряженного бетона и выдерживает рабочее давление гелиевого теплоносителя 4 МПа.

Современные проекты HTGR позволяют достигнуть высокой термодинамической эффективности парового цикла преобразования энергии, сравнимой с эффективностью современных тепловых электростанций на органическом топливе. Принципиальная возможность достигнуть более высокой температуры гелиевого теплоносителя, выше 1000 °С, дает перспективу перехода к прямому газотурбинному циклу. Использование газовой турбины не только снизит капитальную стоимость энергоустановки, но и позволит значительно увеличить КПД преобразования энергии. Высокая температура источника тепловой энергии позволит сбрасывать неиспользованную теплоту при более высокой температуре, а это позволит экономически оправдано использовать сухие градирни, что в свою очередь дает большую гибкость при выборе местоположения АЭС. Проблемы коррозии, возникающие при использовании газовых турбин в обычных энергоустановках, здесь полностью снимаются в результате применения в качестве рабочего газа инертного Не. Таким образом, HTGR обладает следующими достоинствами: высоким КПД позволяющим снизить тепловые сбросы в окружающую среду; высокой температурой, позволяющей применять сухие градирни и использовать реактор как источник теплоты для высокотемпературных энерготехнологических процессов; низкой утечкой радиоактивности при нормальной эксплуатации и высокой безопасностью, связан- ной с использованием корпуса из предварительно напряженного бетона. Безопасность энергоустановки на базе HTGR определяется в основ- ном физическими особенностями реактора, такими, например, как медленное изменение температуры при потере теплоносителя благодаря большой теплоемкости активной зоны.

Г.Н. Колпаков, О.В. Селиваникова
Государственное образовательное учреждение высшего профессионального образования
«ТОМСКИЙ ПОЛИТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ»
КОНСТРУКЦИИ ТВЭЛОВ, КАНАЛОВ И АКТИВНЫХ ЗОН ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ РЕАКТОРОВ

Обсудить на форуме