Водоохлаждаемыми реакторами

Систематическое изложение главных вопросов, составляющих основу химии и технологии теплоносителя водоохлаждаемых реакторов, сделало необходимым помещение ряда глав, содержащих преимущественно вспомогательный материал, могущий, однако, быть необходимым читателю для достаточно глубокого понимания материала основных глав. Это относится, по существу, ко второй главе, включающей общие положения одно- и двухфазной гидродинамики, тепло- и массообмена, и к третьей главе, в которой изложены основы физической химии воды и

Таблица 1.2 Проектные параметры водоохлаждаемых реакторов

Как будет установлено в гл. 9, для некоторых изотопов, представляющих интерес для водоохлаждаемых реакторов (58Со, 54Мп), механизм вылета ядер отдачи оказывается важным. Тейлор [10] получил выражение для коэффициента f, равного отношению скорости вылета ядер отдачи к скорости выхода радиоактивных ядер при коррозии поверхности. При времени облучения более

21. Братши Ф. и др. Поведение продуктов коррозии в кипящих реакторах.— В сб.: Коррозия конструкционных материалов водоохлаждаемых реакторов. Перев. с англ. Под ред. В. П. Погодина. М., Атомиздат, 1965, с. 329.

На завод по изготовлению топливных сердечников, твэлов и ТВС обогащенный уран поступает с разделительного завода в виде UF6, который затем подвергается конверсии в диоксид (UCb) или в металлический уран. Стоимость изготовления твэлов и ТВС для современных водоохлаждаемых реакторов типов PWR и ,3WR в различных капиталистических странах оценивается (1985 г.) в 150—210 дол. на 1 кг урана, размещенного в твэлах. Это не дехйево.

Можно сказать, что разработка уран-плутониевого ЯТЦ реакторов-размножителей на быстрых нейтронах в настоящее время проходит только начальную фазу. Поэтому первые экономические оценки этого цикла можно рассматривать лишь как ориентировочные. На 5.15 приведена принципиальная схема замкнутого ЯТЦ реакторов на быстрых нейтронах, существенно отличающегося от замкнутого ЯТЦ водоохлаждаемых реакторов на тепловых нейтронах современных АЭС. Укажем главные отличия.

1. Топливные сердечники твэлов активной зоны реакторов на быстрых нейтронах содержат дорогое высококонцентрированное топливо с обогащением плутонием в 3—5 раз, превышающим обогащение уранового топлива водоохлаждаемых реакторов типа LWR (см. § 9.9). Серийное изготовление такого топлива возможно только при максимальной автоматизации, дистанционном управлении процессом производства и соответствующих мерах защиты персонала и окружающей среды. Это несравненно более сложная и дорогостоящая технология, чем применяемая для уранового топлива, получаемого из природного урана.

водоохлаждаемых реакторов АЭС

* В настоящее время получены положительные результаты по созданию более коррозионно-устойчивых сплавов для оболочек твэлов, позволяющих повысить температуру стенки до 450 °С для водоохлаждаемых реакторов на тепловых нейтронах. -

10.15. Технологическая схема завода фирмы DWK (ФРГ), рассчитанного на переработку в сутки 5—7 т отработавшего уранового топлива водоохлаждаемых реакторов:

10.22. Зависимость от времени хранения после переработки 1 т облученного топлива водоохлаждаемых реакторов: общей активности (сплошная линия), активности продуктов деления (штриховая) и актинидов (штрихпунк-тирная)

48. Невструева Е. И. Тепло- и массообмен в атомных энергетических уста, новках с водоохлаждаемыми реакторами. — Итоги науки и техники. Тепло-

Книга предназначена главным образом для научно-технических работников АЭС с водоохлаждаемыми реакторами; она должна, однако, быть и весьма полезной для студентов вузов соответствующих областей. Как те, так и другие нередко испытывают затруднения в получении необходимой им информации, разбросанной по многочисленным, зачастую труднодоступным, источникам. Попытка объединения такой информации в одном месте сделана в настоящей монографии, что и делает ее заслуживающей внимание советских специалистов в области атомной энергетики.

В этой монографии в основном рассматриваются атомные электростанции с водоохлаждаемыми реакторами. Как показа-

АЭС с водоохлаждаемыми реакторами

Выводы. Приведенная информация свидетельствует о сложности оценки выхода продуктов деления из поврежденного твэла в АЭС с водоохлаждаемыми реакторами во всем диапазоне изменения параметров проектируемой установки. Существующие методы оценки (по крайней мере для реакторов типа

На абсолютном большинстве АЭС с водоохлаждаемыми реакторами предусматривается принудительная циркуляция за счет насосов *. Следовательно, надежность и обоснованность таких схем в значительной степени определяются надежностью работы ГЦН. Поэтому при выборе компоновочной схемы ГЦН в целом, а также при поиске оптимальных решений отдельных узлов и элементов исходным руководящим требованием является необходимость обеспечения высокой надежности ГЦН при достаточно большом ресурсе. ГЦН являются составной частью первого контура циркуляции ЯЭУ и условия их работы — это, естественно, условия первого контура. Для реакторов, в которых в качестве теплоносителя используется вода, характерно высокое рабочее давление: от 7—8 МПа (для кипящих реакторов) до 12—18 МПа (для некипящих реакторов). При проектировании, кроме того, должны учитываться возможные повышения давления при различных переходных и аварийных режимах. ГЦН, как правило, располагаются в контуре на входе в реактор, где во всех нормальных режимах

Насосы такого типа устанавливаются на всех станциях с реакторами ВВЭР-1000, РБМК-ЮОО и 1500, на вновь сооружаемых блоках ВВЭР-440 и на зарубежных АЭС с водоохлаждаемыми реакторами.

Согласно прогнозам МАГАТЭ 98% всех сооружаемых до 2000 г. АЭС будут работать с водоохлаждаемыми реакторами на тепловых нейтронах и только около 2% —с реакторами на быстрых нейтронах.

Близкие к этим данным или их соотношениям оценки публикуются и в других странах, имеющих развитую ядерную энергетику с водоохлаждаемыми реакторами, что свидетельствует о несомненной экономической рентабельности и конкурентоспособности развивающейся ядерной энергетики.

Активные зоны, твэлы и ТВС современных АЭС с водоохлаждаемыми реакторами. На 9.1 и 9.2 показаны компоновка активной зоны реактора ВВЭР-440 с кассетами различного назначения (поперечное сечение), размещение активной зоны в корпусе реактора и компоновка приводов СУЗ (продольное сечение). Активная зона состоит из 349 ТВС, собранных в шестигранные кассеты, закрытые кожухом из цирконий-ниобиевого сплава.

В СССР и социалистических странах в этот период будет осуществляться большая программа строительства АЭС также в основном с водоохлаждаемыми реакторами на тепловых нейтронах.