Теплоносители ядерных установок. Конструкция и типы твэлов и ТВС. Типовые схемы энергоблоков АЭС с реакторами PWR, BWR, FR, CANDU, БН, VHTR

материалы и Конструкции ЭЛЕМЕНТОВ     ядерных энергетических установок (вторая лекция из трёх)

Содержание:

1. Теплоносители ядерных установок

2. Конструкция и типы твэлов и ТВС

2.1. Тепловыделяющие элементы (твэлы)

2.2. Тепловыделяющие сборки (ТВС)

3.  Классификация ядерных реакторов

4. Типовые схемы энергоблоков АЭС с реакторами PWR, BWR, FR, CANDU,

БН, VHTR

1. Теплоносители ядерных установок

Функция теплоносителя – отвод от нагретой поверхности твэлов теплоты, выделяющейся в активной зоне реактора в результате протекания ядерных реакций.

Требования к физико-химическим свойствам теплоносителя – он должен обладать большой плотностью, теплопроводностью и теплоёмкостью; иметь малое сечение захвата нейтронов; не быть коррозионно-агрессивным по отношению к конструкционным материалам активной зоны и первого контура; не быть токсичным и опасным в обращении.

Другие требования к теплоносителю – экономическая конкурентоспособность, экологическая приемлемость, достаточно большие доступные запасы для крупномасштабной ядерной энергетики.

Виды теплоносителя:

–  лёгкая вода H₂O (реакторы типа РБМК, ВВЭР, BWR, PWR);

–  тяжелая вода D₂O (реакторы типа CANDU, HFR, HWRR-II);

–  натрий (быстрые реакторы типа БН, ФЕНИКС, LMFBR);

–  литий (реакторы специального назначения);

–  свинцово-висмутовый сплав (реакторы судовых ЯЭУ, СВБР);

–  свинец (реакторы типа БРЕСТ, LFR);

–  двуокись углерода (реакторы типа Magnox, AGR);

–  гелий (реакторы типа HTGR, HTR, ГТ-МГР);

–  органические теплоносители (реакторы типа АРБУС, MORE, WR-1).

1.1.  Водный теплоноситель

Вода (H₂O) является наиболее широко используемым видом теплоносителя, что обусловлено её низкой стоимостью и привлекательным сочетанием физико-химическим свойств. Вместе с тем, в воде образуются нежелательные радиоактивные примеси, вода химически реагирует практически со всеми реакторными материалами, в контур попадают продукты коррозии, эрозии и радиолиза. Помимо наведённой активности причиной повышения радиоактивности водного теплоносителя может стать разгерметизация твэлов. Возникающие при этом проблемы, во многом, решаются с помощью технологии водного теплоносителя, т.е. путем правильного выбора и поддержания значений параметров водно-химического режима (ВХР).

Основные задачи ВХР следующие:

–  обеспечение целостности защитных барьеров (оболочек твэлов, границы контура теплоносителя, герметичных ограждений локализующих систем безопасности);

–  обеспечение коррозионной стойкости конструкционных материалов оборудования и трубопроводов;

–  обеспечение минимизации отложений на теплопередающих поверхностях оборудования и трубопроводов;

–  обеспечение радиационной безопасности персонала АЭС путем снижения радиационных полей, возникающих в результате ионизирующего излучения активированных продуктов коррозии.

Вышеперечисленные задачи ВХР в реакторах разного типа решаются различными средствами. Применяются комбинации корректирующих технологий, суть которых заключается во введении в технологические контуры различных добавок, газов или растворов оксидов и комплексных соединений [1].

Организация водно-химического режима АЭС наряду с очисткой исходной воды, подаваемой в контур, и корректировкой химического состава предусматривает очистку продувочной и питательной воды. Типовая установка очистки турбинного конденсата для АЭС с РБМК-1000 состоит из предвключенных фильтров, фильтров смешанного действия (ФСД) и узла выносной регенерации ионообменных смол. За ФСД установлены фильтры-ловушки для предотвращения выноса смол в контур. Предвключенный фильтр загружается катионитом в Н-форме и предназначен в основном для очистки конденсата от продуктов коррозии.

Конденсатоочистка для АЭС с ВВЭР-1000 (серийная РУ В-320) состоит из одного электромагнитного фильтра (ЭМФ), пяти параллельно соединенных ФСД (в Н-форме и ОН-форме), фильтров-ловушек и узла выносной регенерации. Для АЭС с ВВЭР нового поколения вместо ЭМФ так же, как для АЭС с РБМК-1000, применяются предвключенные регенерируемые катионитовые фильтры в Н-форме.

Для АЭС с РБМК-1000 очистка продувочной воды контура многократной принудительной циркуляции (КМПЦ) производится с помощью фильтров смешанного действия (ФСД), а продувочную воду контура охлаждения систем управления и защиты (СУЗ) очищают с помощью ФСД и намывного механического фильтра (НМФ). Для АЭС с ВВЭР-1000 воду продувки и организованных протечек первого контура очищают посредством катионитных фильтров (КФ) в Н-форме и аммиачно-калиевой форме и анионитных фильтров (АФ) в боратной форме, тогда как для очистки продувочной воды парогенераторов применяют КФ в Н-форме и АФ в ОН-форме.

1.2. Натриевый теплоноситель

Натриевый теплоноситель привлекателен для быстрых реакторов в силу следующих качеств: высокие теплопроводность и теплоотдача (достижение высоких теплонапряженностей в активной зоне), низкое давление паров насыщения (непревышение давления 0,15 МПа в газовых полостях), высокая температура кипения (большой запас до фазового перехода) [1].