Конструкция реакторов на быстрых нейтронах

Учебно-методический комплекс
«Технологии ремонта
реакторной установки »
Конструкция реакторов на быстрых
нейтронах
1– лекция 1
автор - к.т.н.Ташлыков О.Л.
г. Екатеринбург 2008г.
СОДЕРЖАНИЕ
1. Конструкция реакторов на быстрых нейтронах
2. Главные циркуляционные насосы первого
контура
3. Промежуточные теплообменники натрийнатрий
СОДЕРЖАНИЕ ПЕРВОГО РАЗДЕЛА
1. Компоновка оборудования первого контура
2. Конструкция РБН при петлевой компоновке
3. Конструкция РБН интегрального типа
4. Ремонт реакторов
Реактор БН-600, введенный в эксплуатацию
в 1980 г. на Белоярской АЭС,
почти 30 лет работает в коммерческом режиме.
К настоящему времени отработана технология
ремонтов и замены оборудования
натриевых контуров,
включая такое крупногабаритное,
как главные циркуляционные насосы
и промежуточные теплообменники
с помощью специальных контейнеров.
Конструкция реакторов
на быстрых нейтронах
Компоновка оборудования первого
контура
Мировая практика имеет опыт создания РБН,
выполненных по двум принципиально разным
компоновочным схемам:
петлевой
и интегральной
Принципиальная технологическая схема АЭС с реактором
БН петлевого (а) и интегрального (б) типов:
1 –реактор; 2 – насос первого контура; 3 – ПТО; 4 – насос
второго контура; 5 – парогенератор; 6 – пароводяной
контур; 7 – турбина; 8 – корпус реактора; 9 – активная зона
Конструкция реакторов на быстрых нейтронах
Петлевой принцип компоновки
оборудования и трубопроводов
первого контура
является «классическим»
в реакторной технике.
По петлевому принципу выполнены
все реакторные установки типа ВВЭР.
Особенность петлевой компоновки
основное оборудование первого контура
— главные циркуляционные насосы (ГЦН),
арматура и теплообменники
располагаются в отдельных корпусах,
которые соединяются с реактором
и между собой трубопроводами,
образуя отдельные теплоотводящие петли.
Конструкция реакторов на быстрых нейтронах
Каждая петля реактора
связана
через промежуточный теплообменник (ПТО)
с соответствующей петлей второго контура
и парогенератором.
Петли располагаются
в индивидуальных бетонных боксах,
примыкающих к шахте реактора.
Конструкция реакторов на быстрых нейтронах
Защитные стены боксов
ослабляют до безопасного уровня
излучение от реактора на
оборудование
первого и второго контуров,
что значительно снижает
активацию оборудования первого
контура
и натрия второго контура.
Конструкция реакторов на быстрых нейтронах
Доступность оборудования первого контура
облегчает его обслуживание и ремонт.
В некоторых случаях эти операции
могут проводиться даже при
работающем реакторе
после необходимой выдержки
или дренирования натрия
из отсеченной петли.
Конструкция реакторов на быстрых нейтронах
По этому принципу компоновки выполнены почти все
экспериментальные реакторы –
FFTF, БОР-60, «Рапсодия», JOYO, KNK-II, «Энрико
Ферми», DFR, FBTR, PEC
Конструкция реакторов на быстрых нейтронах
Однако применительно к мощным энергетическим РБН
такая компоновка сопряжена с решением ряда сложных
технических задач.
При переходе к установкам большой единичной
мощности резко возрастает значение отдельных ее
недостатков.
Конструкция реакторов на быстрых нейтронах
Одним из существенных недостатков петлевого РБН
является наличие трубопроводов большого диаметра с
высокоактивным натриевым теплоносителем, работающих
при высокой температуре и подверженных резким
теплосменам.
Конструкция реакторов на быстрых нейтронах
В сочетании с относительно большим коэффициентом
расширения используемого конструкционного материала
(аустенитная нержавеющая сталь) это осложняет решение
вопросов компенсации температурных расширений и
надежной работы натриевых трубопроводов.
Конструкция реакторов на быстрых нейтронах
В мировой практике основным способом компенсации
температурных расширений трубопроводов петлевых
реакторов является самокомпенсация за счет гибов и
удлинения трубопроводов.
Конструкция реакторов на быстрых нейтронах
При диаметре 500…600 мм длина одной петли первого
контура установки БН-350 составляет более 100 м.
При такой длине в местах гибов трубопроводов
механические напряжения приближаются к пределу
текучести стали Х18Н9.
Конструкция реакторов на быстрых нейтронах
Кроме того, усилия от самокомпенсации трубопроводов
передаются на относительно тонкостенные корпуса
оборудования и патрубки реактора, что существенно
усложняет условия их напряженно-деформированного
состояния.
Конструкция реакторов на быстрых нейтронах
Другие способы компенсации температурных расширений,
такие как подвижные опоры оборудования с возможностью
свободного перемещения его относительно какого-либо
неподвижного блока (например, реакторного) или
использование гибких сильфонов на трубопроводах, до сих
пор не получили применения в РБН в связи со
значительными техническими трудностями их реализации и
недостаточно высокой надежностью.
Конструкция реакторов на быстрых нейтронах
Разветвленная сеть трубопроводов первого контура требует
применения громоздкой и дорогостоящей системы
электрообогрева сложных запорных задвижек на большие
условные проходы, страховочных кожухов на
неотсекаемых участках трубопроводов, чтобы исключить
опорожнение или опасное снижение уровня натрия в
реакторе в случае течи теплоносителя через поврежденный
трубопровод.
Конструкция реакторов на быстрых нейтронах
Серьезные трудности связаны с обеспечением требований
пожарной и радиационной безопасности при возникновении
протечек теплоносителя, особенно при постулируемой
аварии с полным разрывом основного трубопровода первого
контура.
Чтобы не допустить горения пролитого натрия и выброса
радиоактивных аэрозолей в помещения станции,
необходимы герметизация и азотное заполнение боксов
натриевого оборудования.
Практика показала, что это сложная техническая и
эксплуатационная задача.
Конструкция реакторов на быстрых нейтронах
Отдельные трудности удается преодолеть
усовершенствованием традиционной петлевой
конструкции.
В современных проектах петлевых РБН, разработанных за
рубежом, основное оборудование размещается близко к
реактору с компенсацией температурных расширений
трубопроводов за счет сильфонов или подвижных опор
оборудования.
Конструкция реакторов на быстрых нейтронах
С целью уменьшения диаметра патрубков на корпусе и
трубопроводов первого контура повышена скорость натрия.
Однако и при этом диаметр магистральных натриевых
трубопроводов составляет примерно 1 м, что серьезно
усложняет задачу обеспечения их эксплуатационной
надежности.
Для создания условий развития естественной циркуляции в
первом контуре все оборудование устанавливается выше
средней плоскости активной зоны.
Конструкция реакторов на быстрых нейтронах
Преодолеть недостатки петлевой компоновки удалось
путем разработки новой конструкции РБН с
интегральной (баковой) компоновкой оборудования
первого контура
Конструкционные схемы интегральной компоновки
реакторов: а – реактор БН-600; б – реактор «Феникс»; в –
реактор PFR; 1 – ГЦН; 2 – ПТО; 3 – опорная конструкция
корпуса реактора
Конструкция реакторов на быстрых нейтронах
Эта конструкция характеризуется размещением всех
основных компонентов первого контура (ГЦН, арматуры и
ПТО), а также радиационной защиты оборудования в корпусе
реактора, заполненном натрием.
Циркуляция теплоносителя осуществляется по внутренним
полостям реактора и коротким соединительным
трубопроводам, погруженным в натрий.
Конструкция реакторов на быстрых нейтронах
Горячий теплоноситель, выходящий из ТВС, попадает в
верхний смесительный объем, откуда раздается по ПТО,
размещенным равномерно по периметру реактора.
После ПТО «холодный» теплоноситель собирается в нижней
полости натриевого объема, откуда насосами нагнетается в
напорный коллектор.
Конструкция реакторов на быстрых нейтронах
цГорячий и холодный объемы натрия разделены герметичной обечайкой,
обеспечивающей теплоизоляцию корпуса реактора, несущих и опорных
узлов внутриреакторного оборудования от действия высокотемпературного
теплоносителя.
Конструкция реакторов на быстрых нейтронах
цИсключение внешних трубопроводов с горячим натрием значительно
сокращает общую поверхность первого контура и снижает ее
максимальную температуру.
Это повышает эксплуатационную надежность реактора, сводит к минимуму
вероятность утечек радиоактивного натрия.
Конструкция реакторов на быстрых нейтронах
цПоскольку оборудование первого контура расположено внутри бака и
погружено в натрий, в нем могут быть допущены небольшие протечки
теплоносителя —
замыкаясь внутри реактора, они не создадут
радиационной или пожарной опасности.
Конструкция реакторов на быстрых нейтронах
цЭто дает возможность использовать в оборудовании первого контура
подвижные соединения
(например, в узле стыковки напорного патрубка ГЦН с трубопроводом),
что значительно снижает усилия, связанные с разностью тепловых
расширений элементов внутреннего насыщения реактора.
Конструкция реакторов на быстрых нейтронах
ц Оборудование вводится в реактор через патрубки в крыше корпуса.
Разъемные соединения ГЦН и ПТО работают в инертном газе,
заполняющем верхний объем реактора.
Все прочие проходки систем и оборудования первого контура также
размещаются в верхней части корпуса реактора.
Конструкция реакторов на быстрых нейтронах
ц Корпус не имеет отводов и узлов стыковки на боковой поверхности
и не воспринимает дополнительных механических нагрузок от
самокомпенсации трубопроводов.
Эта особенность, а также простая цилиндрическая
геометрия повышают надежность корпуса РБН.
Конструкция реакторов на быстрых нейтронах
ц В контуре отсутствует запорная трубопроводная арматура. Выключение
любой петли осуществляется закрытием обратного клапана в проточной
части остановленного насоса.
Конструкция реакторов на быстрых нейтронах
цОтпадает необходимость в создании герметичных боксов под
оборудование первого контура.
Пожарная безопасность реактора надежно обеспечивается герметичным
страховочным корпусом.
Конструкция реакторов на быстрых нейтронах
цВместе с боксами первого контура оказываются ненужными
замкнутая система их вентиляции, системы электрообогрева,
страховочные кожухи
теплоизоляция на трубопроводах и натриевом оборудовании,
запорная арматура больших проходных сечений.
Конструкция реакторов на быстрых нейтронах
цТехнологическая схема реакторной установки интегрального исполнения
получается более простой, а конструкция более компактной;
повышаются надежность охлаждения активной зоны и радиационная
безопасность установки.
Конструкция реакторов на быстрых нейтронах
цБольшой объем натрия, находящегося в баке реактора, имеет
значительную теплоемкость, что позволяет длительно аккумулировать
остаточное тепловыделение топлива при отказах основных систем
теплоотвода.
Конструкция реакторов на быстрых нейтронах
цВажнейшим преимуществом интегральной конструкции является
эксплуатационная безопасность.
Данный тип реактора обеспечивает максимальную надежность
охлаждения топлива и локализации радиоактивности как в
нормальных, так и в аварийных режимах работы.
Конструкция реакторов на быстрых нейтронах
цНаряду с преимуществами интегральной конструкции РБН присущи
специфические проблемы и недостатки.
Конструкция реакторов на быстрых нейтронах
цЗначительно увеличиваются размеры корпуса реактора,
пролеты крыши корпуса и опорной конструкции активной зоны,
весовые нагрузки, приходящиеся на опорные узлы реактора.
Металлоемкость реактора резко возрастает из-за внесения в него
первичной нейтронной защиты, предназначенной для снижения активации
оборудования и натрия второго контура.
Конструкция реакторов на быстрых нейтронах
цМасса корпуса реактора БН-600 – 185 т, диаметр 12,8 м и примерно
такая же высота.
Масса реактора в сборе со всеми внутренними металлоконструкциями и
оборудованием первого контура (ГЦН и ПТО) превышает 3700 т.
В корпусе находится около 800 т натрия.
Конструкция реакторов на быстрых нейтронах
Реактор «Суперфеникс» имеет диаметр основного
корпуса 21 м, массу 350 т, металлоемкость реактора в
сборе около 5000 т; масса натрия 3500 т, диаметр
опорной конструкции активной зоны 14 м.
Сборка, монтаж и испытания таких корпусов на
строительной площадке АЭС из отдельных секций
заводского изготовления представляют собой сложную
техническую задачу.
•
•
•
•
БИБЛИОГРАФИЧЕСКИЙ СПИСОК
Ташлыков О.Л. Ремонт оборудования атомных станций: Учеб.
пособие для вузов / Под ред. С.Е.Щеклеина. Екатеринбург.
Издательство УМЦ УПИ. 2003. 320 с.
Ташлыков О.Л. Эксплуатация и ремонт ядерных
паропроизводящих установок АЭС. / О.Л.Ташлыков, Кузнецов
А.Г., Арефьев О.Н. – М.: Энергоатомиздат, 1995. Кн. 2. 352 с.
РД ЭО 0085-97. Техническое обслуживание и ремонт систем и
оборудования атомных станций. Нормативная
продолжительность ремонта энергоблоков (с изменением №1 2000 г.).
РД ЭО 0069-97. Правила организации технического
обслуживания и ремонта систем и оборудования атомных
станций.