BWR/6 Реактор с кипящей водой

Примером реактора с кипящей водой может служить реактор типа BWR/6, спроектированный фирмой General Electric для АЭС в Grand Gulf, штат Миссисипи. Электрическая мощность нетто каждого реак- тора 1250 МВт.

Конструкция активной зоны и корпуса реактора схематически изображена на рис. 18. Активная зона, парогенераторы и осушители пара размещены в корпусе, изготовленном из низколегированной стали. Корпус имеет съемную крышку. Его диаметр 6,4 м, а высота 22 м при номинальной толщине стенок 152 мм. Активная зона собрана из отдельных узлов, которые установлены на опорной перфорированной плите.

Верхняя плита, установленная над активной зоной, удерживает верхние концы твэлов. Активная зона окружена кожухом из нержавеющей стали, который вместе со стенкой корпуса реактора формирует кольцевой зазор. По этому зазору сверху вниз течет поток теплоносителя, поступающий затем в нагнетательную камеру под опорной плитой активной зоны. Из этой камеры теплоноситель поступает снизу вверх в

активную зону. Принудительная циркуляция теплоносителя обеспечивается 24 водоструйными насосами, установленными в зазорах между кожухом и стенками корпуса реактора. Нагнетание воды в водоструйные насосы осуществляется двумя центробежными насосами, установленными во внешних петлях контура циркуляции теплоносителя. Рас- ход воды через эти центробежные насосы составляет примерно третью часть полного расхода теплоносителя в контуре. Такая система обеспечивает циркуляцию теплоносителя с минимальным числом внешних петель и исключает использование движущихся частей конструкции внутри корпуса реактора.

После прохода через активную зону пароводяная смесь поступает в центробежные сепараторы, установленные над активной зоной. Здесь вода под действием центробежных сил отделяется от пара и через кольцевой зазор возвращается в циркулирующий поток теплоносителя. Пар проходит вверх в пароосушители, где содержание влаги в нем еще более снижается, а затем поступает в турбину. На выходе из активной зоны температура пара составляет 286 °С, давление 7,3 МПа. Полная тепловая мощность, генерируемая в активной зоне реактора, равна 3833 МВт.

Рециркуляция потока теплоносителя обеспечивает саморегулирование реактора в области изменения мощности до 25 % номинального значения.

Стержни регулирования имеют крестообразную форму и управляются гидроприводом, расположенным под активной зоной. Сами стержни расположены в вертикальных зазорах между топливными кассетами (рис. 19). Частично введенные в активную зону стержни поглощают ней- троны, подавляя более высокую плотность энерговыделения в нижней части активной зоны. Неравномерность энерговыделения связана с сильным изменением вдоль оси реактора BWR плотности теплоносителя. Расположение механизмов привода стержней регулирования ниже активной зоны обладает определенными преимуществами, сохраняя работоспособность механизма регулирования реактора при снятой верхней крышке во время перегрузки топлива. Гидравлический механизм привода позволяет очень быстро ввести поглощающие стержни в активную зону при аварийной остановке реактора. Чтобы уменьшить скорость увеличения реактивности в случае маловероятного выпадания стержней регулирования из активной зоны, установлены ограничители скорости падения стержней. Поглощающие элементы в стержне регулирования находятся в виде порошка карбида бора, засыпанного в трубы из нержавеющей стали. В каждой лопасти креста установлено 18 таких труб.

Рис. 18. Конструкция реактора с кипящей водой Grand Gulf: 1 – сопло си- стемы разбрызгивания во- ды; 2 – пароосушитель; 3 – парогенераторы; 4 – вход питательной воды; 5 – разбрызгиватель питательной воды;

6 – трубопровод системы разбрызгивания воды в активной зоне; 7 – кожух активной зоны; 8 – направляющая лопатка; 9 – плита активной зоны; 10 – выход циркулирующей воды; 11 – опорная юбка корпуса реактора;

12 – внутриреакторные датчики; 13 – приводы стержней регулирования; 14 – вход воды в водо- струйный насос; 15 – то- пливные кассеты; 16 – водоструйный насос; 17 – верхняя направляющая конструкция; 18 – разбры- згиватель воды в активной зоне; 19 – вход воды системы вспрыска низкого давления; 20 – выход воды системы вспрыска;

21 – выход пара

Рис. 19. BWR Grand Gulf: поперечное сечение по топливным кассетам и стержням регулирования:

Рис. 20. Поперечное сечение активной зоны BWR Grand Gulf: 1 – стержень регулиро- вания; 2 – внутриреактор- ные датчики; 3 – сечение, изображенное на рис. 1.19;

4 – топливная кассета

Цилиндрическая активная зона собрана из 800 топливных сборок, установленных рядами в квадратной решетке, как показано на рис. 20. Каждая сборка состоит из набора цилиндрических твэлов, установленных в квадратной решетке 8´8. Оболочки твэлов изготовлены из циркалоя-2, а сборка заключена в кожух квадратного сечения из циркалоя-4. С обоих торцов кассеты установлены опорные пластины, нижняя из которых имеет входной патрубок, который вставляется в гнездо опорной конструкции и направляет поток теплоносителя к твэлам. Использование изолированных каналов для охлаждения твэлов позволяет индивидуально калибровать поток теплоносителя в каждом пучке твэлов в соответствии с плотностью энерговыделения в топливе. Топливо находится в твэлах в виде таблеток диаметром 10,6 мм. В каждой кассете установлены твэлы с различным обогащением топлива. Это позволяет уменьшить

неравномерность тепловыделения внутри кассеты. Два стержня в центре кассеты не содержат топлива и заполнены водой («водяные стержни»). Они обеспечивают дополнительное замедление нейтронов и тем самым уменьшают «выедание» потока нейтронов в центре кассеты. Компенсация уменьшения реактивности при выгорании топлива обеспечивается выгорающими поглотителями нейтронов (гадолинием), добавленными в топливные таблетки. Среднее обогащение топлива в кассете при равновесном топливном цикле составляет 2,2...2,8 %.

Перегрузка топлива включает транспортировку отработанного топлива из заполненного водой реакторного колодца, расположенного над активной зоной, в бассейн хранения отработанного топлива, расположенный в соседнем здании хранения топлива. Реакторное здание соединено со зданием хранения топлива горизонтальным каналом диаметром 0,91 м и длиной 9 м. По этому каналу топливо перевозится специальным транспортером. Бассейн хранения топлива и транспортный канал отделены от реакторного колодца водяным затвором, так что колодец можно осушить для снятия крышки реактора. После того, как крышка снята, водяной затвор открывается, связывая реакторный колодец с транспортным каналом, и транспортировка топлива осуществляется под водой. Время между перегрузками топлива может варьироваться от 1 до 2 лет. При одногодичном цикле, когда перегружается четверть полной загрузки, длительность остановки реактора составляет около 30 сут.

Если это необходимо, длительность кампании можно увеличить, постепенно снижая температуру питательной воды в конце кампании. В результате этого уменьшается паросодержание в активной зоне, а реактивность увеличивается. Это позволяет продлить время кампании ценой уменьшения мощности реактора.

В целях безопасности в реакторе предусмотрена система снижения давления. Эта система обеспечивает вспрыск большого количества воды, приводящий к быстрой конденсации пара, возникающего при аварии реактора с потерей теплоносителя. Кроме того, для предотвращения утечки радиоактивности предусмотрены три локализующие системы безопасности: бетонная шахта вокруг корпуса реактора (сухой бокс), бассейн снижения давления и защитное здание реактора из напряженного бетона с внутренней стальной оболочкой. Шахта реактора связана горизонтальными каналами с кольцевым бассейном снижения давления, расположенным между стенкой шахты и стенкой стальной оболочки (рис. 21). Гидрозатвор, установленный внутри шахты около горизонтальных каналов, создает перемычку для воды, находящейся в бассейне снижения давления. При аварии с разрывом первого контура давление в шахте реактора начнет увеличиваться. Это приведет к понижению уровня воды в кольцевом зазоре между стенкой гидрозатвора и стенкой шахты. Вход в горизонтальные каналы откроется, и паровоз- душная смесь начнет поступать через них в бассейн снижения давления. В результате весь пар сконденсируется, а вытесненный из шахты воздух соберется внутри стальной оболочки защитного здания, которая формирует основной барьер, предотвращающий утечку продуктов деления в окружающую атмосферу.

Рис. 21. Защитная оболочка для BWR Grand Gulf: 1 – защитное здание; 2 – оболочка; 3 – реакторный колодец; 4 – реактор; 5 – защитная стенка реактора; 6 – шахта реактора; 7 – гидрозатвор; 8 – горизонтальные каналы; 9 – бассейн снижения давления; 10 – направление транспортировки топлива

Реактор оборудован несколькими системами аварийного охлаждения активной зоны. Одна из систем охлаждения срабатывает при понижении уровня воды в корпусе реактора. Вода в корпус закачивается из бака хранения конденсата, бассейна снижения давления или из емкости, содержащей сконденсированный пар в теплообменниках, отводящих теплоту, выделяющуюся при остаточном тепловыделении. Кроме того, предусмотрена система вспрыска воды высокого давления, питающаяся водой из бака хранения конденсата или бассейна снижения давления и разбрызгивающая воду над активной зоной. Эта система срабатывает при номинальном давлении в контуре, а при низких давлениях срабатывает система вспрыска воды низкого давления. Благодаря интенсивной естественной конвекции теплоносителя в BWR необходимое охлаждение активной зоны поддерживается до тех пор, пока активная зона полностью не заполнится водой. Теплоемкость бассейна снижения давления столь велика, что обеспечивает отвод остаточного тепловыделения в течение 4...5 ч. Одновременно отвод остаточного тепловыделения дублируется несколькими системами, обеспечивающими длительный отвод теплоты.

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