Безопасный ядерный реактор. Анализ положительных и отрицательных сторон каждого, из самых распространённых типов реакторов, страница 4

Циркуляция теплоносителя осуществляется по трем параллельным петлям первого контура, каждая из которых включает в себя два теплообменника и один вертикальный центробежный насос погружного типа с всасыванием непосредственно из бака  реактора. Насосы производительностью около 10000 м³/ч каждый располагаются па «холодном» участке контура, после теплообменников, чем обеспечиваются более легкие и стабильные температурные условия их работы. Натрий с температурой 380°С подается насосами в напорный коллектор, из которого распределяется по пакетам активной зоны и бокового экрана в соответствии с максимальным тепловыделением в них. Часть теплоносителя идет на охлаждение корпуса реактора, хранилища отработавших пакетов и внутрибаковой защиты. Выйдя из пакетов со средней температурой 550°С, натрий попадает в верхнюю полость реактора, откуда растекается по шести промежуточным теплообменникам. Натрий второго контура с температурой 320°С подается по центральной опускной трубе в нижнюю полость теплообменника, по трубкам поднимается вверх, нагреваясь до 520°С за счет тепла, отдаваемого теплоносителем первого контура.

Восходящее движение теплоносителя в активной зоне реактора выбрано главным образом из условий развития естественной циркуляции.

В первом контуре отсутствует запорная арматура. Выключение из работы одной петли осуществляется принудительным закрытием обратного клапана при остановке соответствующего насоса первого контура.

Активная зона реактора БН-600 образована плотной сборкой из 400 шестигранных пакетов размером «под ключ» 96  мм с шагом расположения их 98  мм. Тепловыделяющий пакет содержит 127 твэлов наружным диаметром 6,9  мм, заключенных в кожуховую трубу, имеющую внизу перфорированный хвостовик для запитки теплоносителем из напорного коллектора, а вверху головку для захвата механизмом перегрузки при транспортировке пакета. 27 гнезд активной зоны заняты стержнями системы управления и защиты реактора. Топливная загрузка зоны и эффективность системы компенсации реактивности обеспечивают непрерывную работу реактора в течение 150 суток (на полной мощности). Общая продолжительность кампании активной зоны составляет 450 суток, так что при каждой перегрузке обновляется 1/3 пакетов, достигших проектного выгорания /4/.

Вокруг пакетов активной зоны расположены идентичные по внешней конфигурации пакеты, образующие боковую зону воспроизводства. Элементы этих пакетов заполнены двуокисью отвального урана. Из того же материала выполнены и торцевые зоны воспроизводства.

          За боковой зоной воспроизводства расположены гнезда внутриреакторного хранилища. В нем выдерживаются и охлаждаются пакеты, извлеченные из активной зоны, перед их удалением из реактора.

В реакторе БН-600 используются твэлы с окисным горючим в герметичных оболочках из нержавеющей стали, рассчитанные на выгорание 10% тяжелых атомов.

1.4.Высокотемпературный графитовый реактор (ВТГР).

          Реактор ВТГР является весьма перспективным типом реакторов для технологических целей (металлургии, химии и др.). Проектирование и строительство такого типа реакторов ведётся в различных странах России, Германии, США, Великобритании и др.

          Главной конструктивной особенностью реактора ВТГР это необычный теплоноситель – гелий. Активная зона реакторов ВТГР в основном состоит из графита, имеющего высокую температуру сублимации (графит сублимируется при 3650 - 3700°С).

          Основные принципиальные решения реактора заключаются в:

− сферической геометрии твэла и топлива в виде частиц с многослойным противоосколочным покрытием;

− непрерывной перегрузке топлива с рециркуляцией недовыгоревших твэлов;

− конструктивном материале активной зоны выполненной из графита;

− интегральной схеме компоновки и размещения оборудования первого контура;