Реакторы, охлаждаемые углекислым газом, страница 10

Сверхвысокотемпературный газоохлаждаемый реактор (VHTR) предназначен для получения высокотемпературной теплоты с температурой гелиевого теплоносителя 950 — 1000 °С, что дает возможность расширить область применения таких реакторов для газификации угля и термохимического разложения воды (см. § 1.2).

Реакторы с призматическими стержневыми твэлами

Графитовой матрице с диспергированными в ней топливными частицами при прессовании может быть придана практически любая форма: стержень, трубка, призма и т. п. Проведены и проводятся обширные исследования по поиску формы твэла, которая наилучшим образом отвечала бы специфике ВТГР. Распределение твэлов в виде регулярной системы неподвижных элементов любой формы позволяет выровнять распределение энерговыделения по радиусу реактора, например, путем создания в реакторе зон с различным обогащением топлива, возрастающим от центра к периферии активной зоны. Для получения одинакового подогрева в соответствующих зонах можно ввести гидравлическое профилирование расхода по радиусу реактора. При использовании шаровых твэлов выравнивание энерговыделения и профилирование расхода реализовать практически невозможно. Введение стержней регулирования непосредственно в шаровую засыпку требует больших осевых усилий и уменьшает скорость введения стержней. Этого недостатка нет в ВТГР с призматическими и стержневыми твэлами, где органы СУЗ перемещаются по высоте активной зоны в каналах, заполненных теплоносителем, — это традиционное решение для всех гетерогенных реакторов. Газовая плотность первого контура реактора с шаровыми твэлами обеспечивается значительно сложнее и менее надежно, чем в ВТГР с неподвижными твэлами и ТВС, поскольку непрерывная загрузка и выгрузка шаровых твэлов приводит к постоянной утечке гелия в разветвленном контуре их циркуляции. Наконец, некоторые конструкции призматических и стержневых ТВС могут в принципе обеспечить более высокую температуру теплоносителя на выходе из активной зоны за счет уменьшения толщины структур, в которых расположено ядерное топливо. Отметим, что простота формы шарового твэла не дает ощутимого выигрыша в стоимости (речь, конечно, идет о стоимости активной зоны целиком, а не отдельного твэла). Все изложенное привело к тому, что в большинстве перспективных проработок США, Великобритании, Японии, Франции предпочтение пока отдают призматическим, трубчатым и другой формы твэлам. Даже в ФРГ наряду с разработкой перспективных ВТГР с шаровыми твэлами проводятся серьезные исследования призматических ТВС.

Для первых опытных ВТГР «Драгон» и «Пич-Боттом» были изготовлены стержневые твэлы. В крупных энергетических ВТГР такие твэлы использовать нельзя, поскольку прочность их недостаточна (по высоте активной зоны 6—8 ТВС устанавливаются одна на другую). Поэтому были разработаны прочные конструкции в виде шестигранных призм с размером под ключ 350—600 мм и высотой до 1 м. Их можно разделить на три вида. В реакторе HTGR (США) топливные стержни равномерно размещены в отдельных каналах в графитовой матрице и не омываются теплоносителем (см. рис. 5.18). В проекте реактора HTR (Великобритания) предлагается использовать стержне-блочную конструкцию ТВС (рис. 5.12). Здесь топливо расположено в 16—18 отверстиях в графитовом блоке в виде стержней различной конфигурации. Теплоноситель охлаждает непосредственно трубчатый топливный стержень по внутренней и внешней поверхностям. В ФРГ разработан вариант гексагональных монолитных блоков ТВС, в котором топливные зоны впрессовываются в графитовую матрицу. Исследования показали, что они лучше обеспечивают отвод тепла от

Рисунок 1.9. 5.12. Стержне-блочная ТВС проекта HTR (а) и топ­ливные сердечники (б):