ГРАФИТОВЫЕ РЕАКТОРЫ С НАТРИЕВЫМ ОХЛАЖДЕНИЕМ

Эти реакторы привлекали к себе внимание в силу известных достоинств жидкометаллических теплоносителей.

Характеристики натрия, как теплоносителя значительно лучше, чем характеристики сплавов натрий – калий и свинец – висмут (табл. 16). Натрий обладает высокой теплопроводностью. Его теплоемкость, отнесенная к единице объема, примерно в 1,5 раза превосходит теплоемкость сплава Na-К. Правда, она в 1,5 раза ниже, чем объемная теплоемкость сплава Pb-Bi, но сплав РЬ-Bi обладает очень большой плотностью и низкой теплопроводностью, что приводит к большим потерям напора на его перекачку, а жидкий натрий по своим гидродинамическим свойствам аналогичен воде. В коррозийном отношении жид- кий натрий совместим со многими конструкционными металлами. Точка кипения натрия – 882 °С, что позволяет иметь достаточно высокую температуру теплоносителя при атмосферном давлении. Существенным недостатком натрия является то, что он очень активно взаимодействует с кислородом и водой и поэтому должен быть надежно от них изолирован. Под действием нейтронов натрий становится радио- активным с периодом полураспада около 15 ч. Поэтому приходится изолировать парогенераторы от первичного контура натрия посредством промежуточного вторичного натриевого контура, передающего тепло воде. Так поступают с той целью, чтобы в случае пожара, могущего возникнуть при попадании воды в натрий, избежать усугубления по- следствий этой аварии из-за радиоактивности натрия.

Рассматриваемые реакторы могут выполняться в нескольких конструктивных модификациях, связанных со способом предотвращения пропитки графита натрием (рис. 46). В реакторах SRE и SGR колонны графита заключены в тонкие металлические оболочки (обычно из материала оболочек твэла – сплава циркония или стали). Натрий находится в полости кладки, герметичных каналов нет (рис. 46, а). В случае течи натрий пропитывает лишь одну колонну кладки, которую к тому же можно заменить достаточно простыми средствами. Но этот способ связан с трудоемким изготовлением, с повышенным вредным захватом нейтронов и увеличенной вероятностью попадания натрия в графит через развитую поверхность оболочек колонн. Потери нейтронов можно снизить, если организовать общую сухую полость кладки одним из следующих способов.

Таблица 16

Характеристики жидкометаллических теплоносителей

°С	Z, ккал/м ч °С	Ср, ккал/кг °С	y ·10–3, кг/м3	а·106, м2/сек	m·106, кг·сек/м2	Pr
Натрий: tпл = 97,8 °С; tкип = 883 °С
100	74	0,330	0,925	65,5	70,0	0,0110
200	70	0,320	0,900	67,5	45,0	0,0073
300	65	0,311	0,873	66,5	33,5	0,0057
400	61,5	0,305	0,850	66,0	27,5	0,0048
500	57,5	0,301	0,825	64,3	24,0	0,0044
600	53	0,299	0,800	61,5	21,0	0,0042
Натрий 56 % + калий 44 %: tпл = –11 °С; tкип = 784 °С
100	21,0	0,226	0,840	30,8	47,7	0,0181
200	21,5	0,217	0,820	33,6	32,0	0,0114
300	22,0	0,212	0,800	36,1	24,8	0,0084
400	22,8	0,210	0,775	39,0	21,0	0,0068
500	23,4	0,208	0,750	41,7	18,5	0,0058
600	24,0	0,209	0,725	43,0	16,8	0,0053
Свинец 44,5 % + висмут 55,5 %: tпл = 125 °С; tкип = 1 670 °С
200	8,2	0,035	10,4	6,27	–	–
300	9,4	0,035	10,3	7,25	188	0,0247
400	10,5	0,035	10,1	8,00	150	0,0182
500	11,0	0,036	10,0	8,50	132	0,0153
600	11,6	0,036	9,8	8,90	120	0,0135

Кладку заключить в плотную межтрубную полость бака-каландра, образованного обечайкой и трубами, соединяющими днища бака. В этих трубах-каналах находятся топливные кассеты, омываемые натрием. Бак-каландр установлен внутри корпуса реактора, заполненного натрием, который подается в напорную камеру под баком-каландром и отводится сверху бака из-под свободного уровня сливной камеры (рис. 46, б). Специфические трудности этого способа связаны с обеспечением свободы термических расширений и смены труб-каналов, заделанных в днища бака-каландра.
Чтобы упростить компенсацию расширений и смену каналов, нижний конец канала можно ввести с небольшим зазором во втулку, заделанную в напорной камере, т. е. применить довольно капризное скользящее уплотнение канала с холостыми протечками натрия через зазор (рис. 46, в). Над напорной камерой расположена полость, из которой протечки натрия отводятся на всас насосов.

Натрий в этой полости соприкасается с инертным газом, находящимся в сухой, полости кладки, которая должна быть горячей натрия, чтобы исключить конденсацию его паров на графите.

Свободу термических расширений обеспечить без скользящего уплотнения в системе каналов типа концентрических штыковых трубок с односторонним подводом и отводом теплоносителя, вставленных сверху в сухую полость кладки (как в водо-графитовых реакторах Первой АЭС и Белоярской АЭС). При этом, благодаря малому давлению, натрий в каналы можно подавать из общих ка- мер, расположенных над активной зоной (см. рис. 46, г). Однако это сильно осложняет замену каналов и сопряжено с резким ростом сопротивления.

Рис. 46. Модификация графитовых реакторов с натриевым охладителем: а – корпусный с колоннами кладки в индивидуальных оболочках; б – с сухой кладкой в баке-каландре; в – со скользящим уплотнением нижних концов каналов; г – с каналами в виде штыковых трубок; д – модуль реактора, состоящий из штыкового канала и графитового блока в оболочке; 1 – уплотняющая пробка; 2 – подвеска кассеты; 3 – защитная крышка; 4 – теплоизоляция; 5 – уровень натрия; 6 – сливная камера; 7 – бак-каландр; 8 – топливная кассета; 9 – труба накала; 10 – оболочка колонны; 11 – колонна кладки; 12 – напорная камера; 13 – опора; 14 – корпус; 15 – скользящее уплотнение; 16 – камера протечек; 17 – внутренняя труба штыкового канала; 18 – внутренний замедлитель; 19 – канал охлаждения инертным газом

Во всех этих случаях исключаются оболочки колонн кладки, несколько улучшается нейтронный баланс, допустимы небольшие (дренируемые) протечки натрия в полость кладки, но при существенной течи натрий заполняет уже всю кладку. Кроме того, температура сухой кладки выше, чем мокрой, что ослабляет эффект улучшения нейтронного баланса от удаления оболочек колонн. В более поздних разработках используется модульный принцип конструкции реактора, состоящего из автономных частей-модулей. Каждый модуль включает мощный техно- логический канал типа штыковой трубки, соответствующий блок замедлителя снаружи канала, одетый в оболочку из циркония, блок за- щиты и патрубки подвода-отвода теплоносителя сверху (рис. 46, д). При течи такого канала оболочка замедлителя ограничит распространение натрия пределами одного модуля, замена которого осуществима. Для графитовых реакторов с натриевым охлаждением характерны следующие конструктивные решения: топливные сборки в форме круглых пучков стержней подвешиваются в большинстве случаев у верхнего торца перегрузочных патрубков. Благодаря большому шагу между каналами в этих реакторах не нужна перегрузка с помощью поворотной крышки и втулки, как в быстрых реакторах. Обычно используют индивидуальные перегрузочные отверстия, что существенно упрощает перегрузку топлива.

Во всех случаях во время перегрузки должна обеспечиваться герметичность во избежание попадания воздуха в атмосферу инертного га- за над уровнем жидкого металла. Для упрощения конструкции и обслуживания приводов СУЗ рабочие органы помещаются зачастую в полость чехлов с атмосферным давлением, вваренных в крышку реактора и герметично отделенных от внутренней полости реактора. Внутри корпуса, всюду где при резком изменении мощности и температур натрия могут получиться большие градиенты температур (термический удар), устанавливаются защитные экраны – обечайки, уменьшающие термические деформации в ответственных элементах конструкции. Большое внимание уделяется обеспечению свободы термических расширений всех конструктивных узлов.

Снаружи корпуса с натрием можно разместить рубашку для контроля герметичности, удержания натрия в случае течи, а также для разогрева корпуса до температуры плавления натрия. Многие проект-но- конструкторские решения, связанные с инженерной спецификой натрия, аналогичны для графитовых и быстрых реакторов с натриевым охлаждением. В частности, благодаря малому давлению в обоих случаях возможна объединенная компоновка первого контура внутри общего бака. Она позволяет свести до минимума термические напряжения и количество поверхностей и стыков, обеспечивающих герметичность первого контура, столь важную для натриевого теплоносителя.

Рис. 47. Реактор с натриевым теплоносителем: 1 – ядерное горючее; 2 – оболочка; 3 – труба рабочего канала

Для газа и натрия характерны высокие подогревы и генерация перегретого пара средних или даже высоких параметров. Чтобы в этих условиях исключить чрезмерное изменение параметров пара, при изменении нагрузки необходимо поддерживать примерно постоянным подогревы теплоносителя, т. е. регулировать расход теплоносителя примерно пропорционально мощности.

Рис. 48. Вертикальный разрез натрий-графитового реактора: 1 – привод регулирующего стержня; 2 – плита из нержавеющей стали толщиной 51 мм и свинца толщиной 51 мм; 3 – привод аварийного стержня; 4 – траншея для электропроводки; 5 – тяжелый бетон; 6 – металлическое кольцевое уплотнение; 7 – теплоизоляционные плиты из нержавеющей стали; 8 – эластичное уплотнение; 9 – изоляция; 10 – тепловая защита; 11 – корпус активной зоны из нержавеющей стали; 12 – стальная обшивка; 13 – железобетон; 14 – аварийный стержень; 15 – опора камеры;

16 – опорные кольца активной зоны; 17 – герметизированный элемент отражателя

Атомная электростанция мощностью 75 МВт с натрий-графитовым реактором SGR сооружен в штате Небраска, США. Температура натрия на входе в реактор 260 °С и на выходе из него – около 500 °С.

Вертикальный разрез реактора представлен на рис. 48. Графитовый замедлитель состоит из шестигранных блоков, заключенных в циркониевые оболочки толщиной 0,9 мм. Оболочки защищают графит от пропитывания его натрием. Собранные в сборки стержневые тепловыделяющие элементы имеют оболочки из нержавеющей стали толщиной 0,25 мм. Хороший тепловой контакт между сердечником и оболочкой достигается посредством заполнения зазоров жидким Na или Na-К. В верхней части оболочки с учетом теплового расширения оставлено пространство, заполняемое гелием, что обеспечивает проверку герметичности оболочек посредством гелиевого течеискателя. Теплоноситель подается в нижнюю часть корпуса реактора и оттуда движется кверху по трубам технологических каналов и зазорам шириной 11,25 мм между графитовыми блоками. Скорость натрия в урановом варианте 2,7 м/с, в ториевом – около 5 м/с. Расход натрия по каналам регулируется дроссельными устройствами в соответствии с тепловой мощностью каналов, что обеспечивает одинаковость температуры натрия на выходе из каналов. Максимальные теплонапряжения в обоих вариантах соответственно равны 1.106 и 2,3.106 ккал/м2.ч. Для циркуляции натрия применены вертикальные центробежные насосы с уплотнениями из охлажденного до отвердения натрия. Энергетическая часть установки имеет начальные параметры пара 56 атм и 440 °С при температуре питательной воды 150 °С. Турбина мощностью 80,8 МВт имеет три отбора на регенерацию при давлениях 5,64; 1,75 и 0,52 атм.

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