Атомная энергетика

Параметры реакторной установки

Выбор параметров первого и второго контуров ЯЭУ и, следовательно, параметров РУ обусловлен рядом факторов, среди которых наиболее важными являются теплофизические свойства воды как теплоносителя и замедлителя в реакторе.

Основные технические характеристики РУ

Тепловая мощность, МВт

150

Паропроизводительность, т/ч

263

Давление первого контура, МПа

12,7

Давление пара за ПГ, МПа

3,8

Температура перегретого пара, °С

270

Температура питательной воды, °С

170

Эксплуатационный предел изменения мощности, % Nном

10–100

Кампания активной зоны, лет

12

Основное оборудование

Реализация требований по обеспечению надежной и безопасной работы судовой РУ в определяющей степени зависит как от регламентного функционирования всех ее систем, так и от качества конструкторских и технологических решений по оборудованию, входящему в эти системы, их расчетно-экспериментального обоснования, использования опыта эксплуатации аналогов, проверки опытных образцов оборудования при стендовых испытаниях в близких к штатным условиях, подбора основных конструкционных и сварочных материалов, технологий изготовления всех элементов оборудования, контроля за их соблюдением. За 45-летний период создания в стране большого числа различных реакторных установок для военного и гражданского флотов судовое реакторостроение превратилось в крупную отрасль техники со своими отвечающими специфике этой отрасли принципами конструирования установок и их оборудования и со своей системой регламентации процесса создания РУ. Система, будучи направленной на получение заданных эксплуатационных свойств установок, представляет собой совокупность норм и правил, определяющих требования по порядку и качеству выполнения всех этапов работ от проектирования и до снятия РУ с эксплуатации. Вместе с тем эта, весьма жесткая по условиям регламентации, система не препятствует прогрессу отрасли, поиску более совершенных технических решений.

Ядерный реактор

Принципиальное устройства ядерного реактора КЛТ-40 (рис. 3.1.4).

Основные части реактора:

корпус (6);

крышка (8);

выемной блок (4) с активной зоной.

Корпус - цилиндрический сосуд из высокопрочной перлитной стали с и эллиптическим днищем, защищенный изнутри от коррозии нержавеющими (из аустенитных сталей) герметичной облицовкой (в первом случае) и наплавкой (во втором). В верхней части корпуса расположены патрубки для соединения реактора с парогенераторами и трубопроводами систем компенсации давления, очистки и расхолаживания. Внутри корпуса к нему крепятся: в верхней части – обечайки 16 и 17 (в реакторе КЛТ-40), служащие опорой для выемного блока, и разделяющие потоки поступающей в реактор и выходящей из него воды; в нижней части - экраны 19, снижающие уровень воздействующего на корпус нейтронного и гамма-излучения активной зоны.

Крышка - плоская плита также с антикоррозионной защитой, на которой располагаются элементы тепловой и биологической защиты, узлы и детали для крепления другого оборудования.

Герметизация крышки в корпусе осуществляется при помощи медной клиновой самоуплотняющейся прокладки 15, усилия от давления воспринимаются шпильками 10 с гайками 9 через нажимной фланец 14. Через крышку проходят чехлы для термопреобразователей 7, 12, стойки приводов СУЗ 11, 13, внутри которых перемещаются тяговые элементы рабочих органов компенсации реактивности и стержней аварийной защиты.

В выемном блоке, состоящем из корпуса, верхней, средней и нижней перфорированных плит (материал их - аустенитная сталь), размещаются тепловыделяющие сборки (ТВС) 18 активной зоны. ТВС устанавливаются в ячейки плит и фиксируются от вертикальных перемещений крышкой реактора. Внутри корпуса выемного блока размещаются также рабочие органы компенсации реактивности - компенсирующие группы (КГ).

Реактор установки КЛТ-40

Рис. 3.1.4. Реактор установки КЛТ-40

1 – защитные трубы; 2 – стержни-поглотители компенсирующих групп; 3 – несущие плиты компенсирующих групп; 4 – выемной блок; 5 – трубчатые направляющие; 6 – корпус реактора; 7, 11 – чехлы термопреобразователей; 8 – крышка реактора; 9 – гайка; 10 – шпилька; 12, 13 – стойки приводов органов управления и защиты; 14 – нажимной фланец; 15 – самоуплотняющаяся прокладка; 16 – опорная обечайка; 17 – разделительная обечайка; 18 – тепловыделяющие сборки; 19 – экраны

3.1.5. Обзор конструктивных особенностей модернизированной активной зоны и ТВС

1. В основу проекта плавучей атомной станции с РУ КЛТ-40С заложены технологии, освоенные промышленностью применительно к атомным ледоколам. Это относится и к активной зоне. Для головного энергоблока КЛТ-40С предусматривается применение разработанной для реакторов атомных ледоколов активной зоны с кампанией 12000 часов (энергоресурс 1,8 млн. МВт. ч). В указанной активной зоне используются гладкостержневые твэлы диаметром 5,8 мм в оболочке из циркониевого сплава Э-110 с высокообогащенным топливом и компенсатором распухания топливной композиции.

Однако, для достижения приемлемых экономических показателей РУ КЛТ-40С необходимо максимальное увеличение кампании активной зоны.

2. Активная зона разработана на эволюционных решениях, на базе твэла в цилиндрической оболочке из циркониевого сплава Э-635 и оксидного топлива с компенсатором распухания. Испытания такого твэла в опытных ТВС в активной зоне

14-12 а/л «Ямал», а также послереакторные исследования в НИИАР показали его высокую работоспособность.

3. Другим "узким местом" плавучей АС с РУ КЛТ-40С по условиям экономической эффективности является ограниченность ресурса блока выемного.

Учитывая результаты эксплуатации установок атомных ледоколов, при разработке конструкции выемного блока реактора РУ КЛТ-40С внедрен ряд технических решений, направленных на повышение его ресурсной надежности. По результатам выполненного анализа, с учетом усовершенствований конструкции энергоресурс выемного блока РУ КЛТ-40С составит 13,5-14 млн. МВт-ч 121. Но и при таком ресурсе требуется по крайней мере одна замена блока выемного в течение срока службы реактора.

4. С целью повышения экономической эффективности топливного цикла плавучей АС с РУ КЛТ-40С является переход на активную зону кассетной структуры. В кассетной структуре активной зоны стержни РО КГ и их направляющие трубки входят в состав ТВС и перегружаются вместе с ТВС. Тем самым снимается вопрос о ресурсе выемного блока, что является основным преимуществом кассетной структуры активной зоны перед принятой для ледокольных активных зон канальной с точки зрения экономических показателей установки в условиях эксплуатации РУ КЛТ-40С.

Для повышения энергоресурса при кассетной компоновке активной зоны может использоваться как увеличение количества твэлов, так и реализованное в рассматриваемом варианте некоторое увеличение высоты активной зоны, что обеспечивает более высокие экономические характеристики. При этом осталь­ное оборудование РУ и ее компоновка сохраняются.

5. Учитывая экономическую эффективность перехода на кассетную структуру разработано техническое предложение кассетной активной зоны для реактора плавучей АС с РУ КЛТ-40С. Разработана конструкция ТВС шестигранного типа с расположением ПЭЛ в центре ТВС.

Разработка выполнена на базе усовершенствованного твэла диаметром 6,2 мм с оксидным топливом и оболочкой из сплава Э-635 с высотой активной части 1300 мм при сохранении диаметра корпуса и крышки реактора. Среднее обогащение топлива 20%. В комплексе с изменением структуры и высоты активной зоны для реактора КЛТ-40С принято совмещение функций КГ-АЗ с размещением 8 независимых приводов КГ-АЗ на крышке реактора без изменения ее диаметра.

6. Разработанная в рамках технического предложения конструкция ТВС и активной зоны является основой для дальнейших проработок.

Кассетная структура создает условия для решения задачи повышения кампании активной зоны на приемлемом уровне с учетом требования МАГАТЭ по ограничению распространения ядерного оружия (обогащение урана не более 20%) и тем самым заложить основу для поставок плавучих АТЭС на экспорт.

С использованием данной конструкции выполнены проработки активной зоны под задачу нераспространения. Для обеспечения приемлемой кампании рассматривается применение топлива повышенной ураноемкости: традиционное для энергетических реакторов оксидное топливо на основе таблеток двуокиси урана.

На главную