Тепловыделяющая сборка (твс) ядерного реактора

Теплоносители ядерных установок. Конструкция и типы твэлов и ТВС. Типовые схемы энергоблоков АЭС с реакторами PWR, BWR, FR, CANDU, БН, VHTR, страница 5

2.2. Тепловыделяющие сборки (ТВС)

Тепловыделяющие сборки (ТВС) – пакет (пучок) твэлов для загрузки в активную зону большинства реакторов. Исключение составляют блочковые твэлы, загружаемые в топливные каналы (ТК) поштучно, и шариковые твэлы, которыми заполняют весь объем активной зоны, образуемой боковыми и нижними отражателями.

В зависимости от типа твэлов, ТВС устанавливают на опорные конструкции в активной зоне (корпусной реактор) либо в топливные каналы (канальный реактор) [1,4].

Функции ТВС – закрепление и дистанционирование твэлов, организация потока в активной зоне (обеспечение требуемого направления потока, его величины и распределения), облегчение транспортно-технологических операций с ядерным топливом.

Классификация ТВС по типу объединяемых в них твэлов – со стержневыми, кольцевыми, трубчатыми, пластинчатыми, призматическими твэлами. Пучки стержневых твэлов могут быть установлены в кожух (корпусные реакторы ВВЭР), либо загружаться в активную зону без кожуха (канальные реакторы РБМК). В ТВС с трубчатыми твэлами последние одновременно являются и трактами теплоносителя.

Во многих реакторах принята шестигранная правильная геометрия кожуха пучка. Как правило, в ТВС насчитывается десятки и даже сотни твэлов. Конструкции ТВС отечественных энергетических ядерных реакторов показаны на рис. 3.5.7 –3.5.9 [1,4].

3.  Классификация ядерных реакторов

Возможна классификации ядерных реакторов по энергии нейтронов, замедлителю, теплоносителю, топливу, конструкционному исполнению, назначению и т.д.

По энергии нейтронов – реакторы на быстрых, тепловых и промежуточных нейтронах. Последние не получили широкого распространения. Тепловые реакторы – основной тип на данном этапе. Однако будущее ядерной энергетики принадлежит быстрым реакторам.

По виду замедлителя – реакторы с графитовым (С), легководным (Н2О), тяжеловодным (D2О), бериллиевым (Ве, ВеО), органическим (дифенил, трифенил и т.д.) замедлителями. Наиболее распространены легководные (ВВЭР, PWR, BWR), тяжеловодные (CANDU) и графитовые (РБМК, Magnox) реакторы.

По виду теплоносителя  (от этого зависят теплотехнические параметры реактора, гидравлическая схема энергоустановки) —  охлаждение легкой водой (ВВЭР, РБМК, BWR, PWR), тяжелой водой (CANDU), двуокисью углерода (Magnox), жидким натрием (БН-350, БН-600).

Обратите внимание

Реакторы некоторых советских атомных подводных лодок охлаждались расплавом эвтектики Pb-Bi.

В свое время ИВТАН и ИТФ исследовали возможность использования диссоциирующего газа N2O4, но положительных результатов не получено, в том числе из-за высокой токсичности этого газа.

Каждый теплоноситель имеет свое преимущество. У жидких металлов хорошие теплофизические свойства и низкое давление паров при высокой температуре.

Газовые теплоносители позволяют достичь температур до 1000°С и выше, отсюда и более высокий к.п.д. Наиболее распространенный и дешевый теплоноситель – легкая вода.

Для быстрых реакторов используется натрий, но более перспективным представляется свинец.

По типу конструкции – корпусные, канальные и бассейновые. В корпусных реакторах (рис. 3.6.1) внутри корпуса течет общий поток теплоносителя, а в канальных (рис. 3.6.2) теплоноситель течет раздельно по каждому каналу с тепловыделяющей сборкой. Корпус бассейнового реактора (рис. 3.6.

3) представляет собой большой бак без герметичной крышки, заполненный водой на несколько метров. В нижней части бассейна находится активная зона, через которую прокачивается либо вода бассейна, либо теплоноситель, циркулирующий по специальному контуру.

Корпусные реакторы ограничены размером корпуса (по диаметру), а канальные имеют разгруженный корпус и могут перегружаться «на ходу», но их монтаж сложнее, как и эксплуатация. Бассейновая конструкция больше используется для исследовательских реакторов.

Энергетические реакторы, в основном, имеют корпусное (ВВЭР, PWR, BWR) или канальное (РБМК, CANDU) исполнение.

По структуре активной зоны – гетерогенные и гомогенные. В гетерогенных реакторах топливо, замедлитель и теплоноситель пространственно разделены. ТВС расположены в них обычно в виде правильной решетки.

Важно

В гомогенных реакторах циркулирует однородная смесь топлива, замедлителя и теплоносителя в виде раствора, тонкой взвеси или расплавов.

Гомогенные реакторы пока не вышли из стадии исследования и единичных опытных установок.

Источник: https://vunivere.ru/work50455/page5

Тепловыделяющие сборки реакторов РБМК-1000 и РБМК-1500

В активной зоне реакторов РБМК-1000 и РБМК-1500 с шагом квадратной решетки 250 мм расположены соответственно 1693 и 1661 технологических канала, вертикально пронизывающие семиметровую толщину собранного из блоков графитового замедлителя. В несущей трубе каждого канала располагаются ТВС.

К канальной трубе Ø 80×4 мм из сплава Zr = 2,5 % Nb в ре-кристаллизованном состоянии диффузионной сваркой с двух сторон крепятся наконечники из стали ОХ18Н10Т, позволяющие плотно подключить каждый канал к коллектору теплоносителя.

Теплоноситель — вода под давлением 8,0 МПа (8,7 МПа в случае РБМК-1500) подается в канал снизу, а через боковой штуцер в верхней части канала отводится насыщенный пар под давлением 7,3 МПа (7,5 МПа в случае РБМК-1500).

Такая конструкция канала позволяет с помощью перегрузочной машины легко осуществлять загрузку и перегрузку ТВС, в том числе на работающем реакторе, по две-три штуки ежесуточно, согласно регламенту эксплуатации. Для улучшения теплоотвода от графитовой кладки на канальную трубу надеваются графитовые кольца, заполняющие газовый зазор между кладкой и каналом.

В канал реактора РБМК-1000 по существу загружается кассета, состоящая из двух отдельных ТВС, расположенных одна над Другой, связанных в единое целое полым несущим стержнем из сплава Zr = 2,5 % Nb (Ø 15×1,25 мм) и крепящихся верхней частью через переходник к подвеске из нержавеющей стали, имеющей захватное устройство для транспортировки. В полости несущего стержня в отдельной трубчатой оболочке из циркониевого сплава располагаются датчики контроля энерговыделения, либо дополнительные поглотители нейтронов, служащие для выравнивания энерговыделения в активной зоне реактора.

Каждая верхняя и нижняя ТВС образованы параллельным пучком стержневых твэлов из 18 штук, расположенных в поперечном сечении по двум концентрическим окружностям с фиксированным по радиусу шагом, что создает устойчивый теплосъем в течение всего срока службы твэлов.

Фиксация твэлов обеспечивается каркасом, образованным несущим центральным стержнем и десятью дистанционирующими решетками, равномерно расположенными по высоте каждой ТВС и удерживающими в рабочих отверстиях-ячейках каждый твэл пучка.

Совет

Дистанционирующие решетки собираются из отдельных фигурных ячеек, сваренных между собой в точках и скрепленных снаружи ободом. В каждой ячейке имеются внутренние выступы длиной 0,1-0,2 мм: по четыре в ячейках наружного и по пять в ячейках внутреннего ряда твэлов, прочно, с натягом фиксирующие пропущенные сквозь ячейки твэлы.

Это предупреждает радиальные перемещения твэлов в ячейках, которые могут бьть возбуждены вибрацией конструкции под действием турбулентного потока теплоносителя. Таким путем исключается возникновение феттинг-коррозии в местах касания оболочек твэлов с металлом ячеек.

Решетки выполнены из нержавеющей аустенитной стали (ведутся работы по замене материала циркониевым сплавом). Дистанционирующие решетки имеют свободу перемещения вместе с пучком твэлов несущего стержня, однако поворот решетки относительно оси стержня исключен.

Твэлы одним концом кольцевыми замками, обжимаемыми в вырезы фигурных наконечников, крепятся к несущей решетке. Другие концы твэлов остаются свободными. Несущая решетка -концевая, она жестко крепится к осевой половине несущего стержня.

Противоположные концы несущих стержней срезаны уступом на половину диаметра, что позволяет жестко замкнуть их втулкой, исключив какое-либо взаимное перемещение, и образовать единую конструкцию из двух ТВС.

При этом между двумя пучками твэлов в средней части кассеты остается исходный компенсирующий зазор, размер которого (около 20 мм) обеспечивает несмыкание пучков твэлов в процессе осевого термического расширения, пучков, термического «храповика» и встречного радиационного роста оболочек твэлов.

Сборка ТВС осуществляется так, чтобы внутритвэльные газосборники примыкали к несущим решеткам и находились на границе активной зоны реактора, т.е. в нижней части нижней ТВС и в верхней части верхней ТВС. Каждая сборка из двух ТВС содержит 36 твэлов, их число во всей активной зоне около 60000.

Общая длина всей сборки ТВС с подвеской около 10 м, каждой ТВС — около 3,65 м. Масса двух ТВС 185 кг, из которых 130 кг приходится на диоксид урана 2,4 %-ного обогащения по 235U.

Обратите внимание

Поступающий в технологический канал теплоноситель в однофазном состоянии движется вверх со скоростью 4-7 м/с в зависимости от профилирования расхода теплоносителя по радиусу активной зоны реактора. На экономайзерном участке канала (на уровне около 2,5 м от входа в нижнюю ТВС) теплоноситель нагревается до температуры насыщения.

Выше этой области возникает развитое кипение и достигается двухфазное состояние с максимальным массовым паросодержанием на выходе из канала до 27 % (среднее значение по активной зоне 14,5 %) и максимальной скоростью движения до 20 м/с. Тепловая мощность наиболее напряженного канала составляет 3000 кВт при глубине выгорания топлива 18000 МВт*сут/т U (среднее значение по активной зоне).

Длительность пребывания ТВС в активной зоне реактора 3 года.

Сборка ТВС реактора РБМК-1500 отличается от сборки ТВС реактора РБМК-1000 использованием в каркасе верхней ТВС в области двухфазного состояния теплоносителя особых дистанционирующих решеток, расположенных через одну и имеющих по внутренней поверхности крепежного обода ряд отражателей потока теплоносителя, обеспечивающих его принудительное организованное вращение, а следовательно, интенсификацию теплосъема практически при сохранении параметров теплоносителя на входе в канал. Такое решение позволило поднять энерговыделение в реакторе РБМК-1500 в полтора раза, а тепловую мощность реактора довести до 4800 МВт при максимальном массовом паросодержании теплоносителя на выходе из активной зоны реактора, достигающем 40 % (среднее значение по активной зоне 30 %), скорости его движения 25 м/с и устойчивом запасе до кризиса теплосъема. Обогащение диоксида урана по 235U в твэлах РБМК-1500 составляет 2 %.

Источник: http://tesiaes.ru/?p=13776

Батарейка для ядерного реактора: как делают твэлы

Кроме этого, там же изготавливают и тепловыделяющие сборки (ТВС) — устройства, предназначенные для получения тепловой энергии в реакторе за счёт управляемой ядерной реакции. По сути, это батарейки для реактора.

О том, как и из чего их делают, я и хочу рассказать в этой статье.

Мы заглянем в самое нутро «горячей» камеры с высоким уровнем радиации, посмотрим, как выглядит ядерное топливо оксид урана, и узнаем, сколько может стоить стеклопакет в не совсем обычном окне.

Я не буду вдаваться в подробности устройства и принципа работы ядерного реактора, но для облегчения понимания представьте себе бытовой водонагреватель, в который поступает холодная, а вытекает горячая вода, и нагревает её электрическая спираль (ТЭН). В ядерном реакторе нет электрической спирали, а есть ТВС — длинные шестигранники, состоящие из множества тонких металлических трубок — тепловыделяющих элементов (твэл), в которых находятся таблетки из спрессованного оксида урана.

Читайте также:  Проведение расчетов параметров работы в сизод

sdelanounas.ru

За счёт постоянного деления ядер урана и выделяется большое количество тепла, которое нагревает воду или другой теплоноситель до высокой температуры. А далее по схеме:

lab-37.com

Обычно ТВС представляет собой шестигранный пучок тепловыделяющих элементов длиной 2,5–3,5 м, что примерно соответствует высоте активной зоны реактора. Изготавливают ТВС из нержавеющей стали или сплава циркония (для уменьшения поглощения нейтронов).

Тепловыделяющие элементы (тонкие трубки) собираются в ТВС для упрощения учёта и перемещения ядерного топлива в реакторе. В одной ТВС обычно содержится 18–350 тепловыделяющих элементов.

В активную зону реактора обычно помещается 200–1600 ТВС (зависит от типа реактора).

Вот так выглядит крышка реактора (котла), под которой в вертикальном положении и находятся ТВС. Один квадратик — одна сборка. Одна сборка — примерно 36 трубок (для реактора РБМК, который и изображён на фото ниже, на других реакторах — трубок больше, но меньше сборок).

visualrian.ru

А вот так устроена трубка твэла, из которых состоят ТВС:

Устройство твэла реактора РБМК: 1 — заглушка; 2 — таблетки диоксида урана; 3 — оболочка из циркония; 4 — пружина; 5 — втулка; 6 — наконечник

Твэлы (трубки) и корпус ТВС:

Важно

И всё было бы прекрасно, если бы волшебные таблетки оксида урана не разлагались на другие элементы в процессе ядерной реакции. Когда это происходит, реактивность реактора ослабевает, и цепная реакция сама собой прекращается. Она может быть возобновлена только после замены урана в активной зоне (твэлов).

Всё, что накопилось в трубках, необходимо выгрузить из реактора и захоронить. Или переработать для повторного использования, что более привлекательно, так как в ядерной промышленности все стремятся к безотходному производству и регенерации.

Зачем тратить деньги на хранение ядерных отходов, если можно заставить их, наоборот, эти деньги зарабатывать?

Вот в этом отделении НИИАР и занимаются технологиями регенерации отработанного ядерного топлива, разделяя радиоактивный навоз на полезные элементы и на то, что уже никогда и нигде не пригодится.

Для этого чаще всего применяются химические методы разделения.

Самый просто вариант — это переработка в растворах, однако этот метод даёт наибольшее количество жидких радиоактивных отходов, поэтому эта технология была популярна только в самом начале ядерной эры.

В настоящее время в НИИАР совершенствуются так называемые «сухие» способы, в процессе которых получается гораздо меньше уже твёрдых отходов, которые намного проще утилизировать, превращая в стекловидную массу.

В основе всех современных технологических схем переработки отработанного ядерного топлива лежат экстракционные процессы, называемые Пьюрекс-процессом (от англ.

Pu U Recovery EXtraction), который заключается в восстановительной реэкстракции плутония из смеси урана с его продуктами деления. Плутоний, выделенный при переработке, может быть использован в виде топлива в смеси с оксидом урана. Это топливо имеет название МОКС (англ.

Совет

Mixed-Oxide fuel, MOX). Его получением также занимаются в НИИАР, в Отделе топливных технологий. Это перспективное топливо.

Все исследования и производственный процесс выполняются операторами дистанционно, в закрытых камерах и защитных боксах.

Выглядит это примерно так:

С помощью вот таких электромеханических манипуляторов операторы управляют специальным оборудованием в «горячих» камерах. От высокой радиоактивности оператора отделяет только свинцовое стекло метровой толщины, состоящее из 9-10 отдельных пластин, толщиной в 10 см.

Стоимость только одного стекла сопоставима со стоимостью квартиры в Ульяновске, а вся камера оценивается почти в 100 млн. рублей. Под действием радиации стёкла постепенно теряют свою прозрачность и они нуждаются в замене. Сможете на фото разглядеть «руку» манипулятора?

Чтобы научиться виртуозно управлять манипулятором, нужны годы тренировок и опыта. А ведь с их помощью иногда требуется выполнять операции из разряда откручивания и закручивания маленьких гаек внутри камеры.

На столе, в зале «горячих» камер, можно увидеть образцы ядерного топлива в стеклянных капсулах. Многие гости лаборатории постоянно косятся на этот чемоданчик и боятся подходить ближе. Но это всего лишь муляж, хотя и очень реалистичный. Именно так выглядит двуокись урана, из которой делают волшебные топливные таблетки для твэлов — блестящий порошок чёрного цвета.

У диоксида урана нет фазовых переходов, он менее подвержен тем нежелательным физическим процессам, которые происходят с металлическим ураном при высоких температурах активной зоны.

Обратите внимание

Диоксид урана не взаимодействует с цирконием, ниобием, нержавеющей сталью и другими материалами, из которых изготовлены ТВС и трубки твэлов.

Эти свойства позволяют применять его в ядерных реакторах, получая высокие температуры и, следовательно, высокий КПД реактора.

Пульт управления манипулятором немного другой модификации. В этой камере нет стёкол, поэтому наблюдение ведётся с помощью установленных внутри камер.

Что это?! Человек в «горячей» камере?! Но…

Ничего страшного, это «чистая» камера. Во время технического обслуживания уровень радиации в ней не превышает допустимых значений, поэтому в неё можно работать даже без специальных средств радиозащиты. Судя по всему, именно в этой камере и производят окончательную сборку ТВС из уже заряженных урановыми таблетками твэлов.

При таком не очень уютном соседстве с открытым ядерным топливом уровень радиации в лаборатории не превышает природных значений. Всё это достигается за счёт жёсткой техники радиационной безопасности. Люди десятилетиями работают операторами без вреда для здоровья.

Источник: http://alexio-marziano.livejournal.com/154920.html

Источник: https://www.livejournal.com/media/540257.html

Твэл — это тепловыделяющий элемент. ядерный реактор :: syl.ru

Хотя атомная энергетика не является на сегодняшний день полностью безопасной, реакторов и электростанций по всему миру больше строится, нежели закрывается.

Так в Соединенных Штатах Америки количество действующих реакторов только-только перевалило за сотню, во Франции (второе место по количеству мирного атома на планете) — около 60, и обеспечивают они порядка 80 % от вырабатываемого в стране электричества.

Топливом для ядерного реактора служит ТВЭЛ. Это элемент, в котором непосредственно протекает управляемая цепня реакция. Как устроены «дрова» атомного котла, как они изготавливаются и что происходит с топливом в сердце электростанции?

Что такое цепная ядерная реакция

Известно, что ядра атомов состоят из протонов и нейтронов. Например, в ядре атома урана содержится 92 протона и 143 или 146 нейтронов.

Сила отталкивания между положительно заряженными протонами в ядре урана просто громадна, около 100 кгс в одном единственном (!) атоме. Однако разлетаться ядру не дают внутриядерные силы.

При попадании в ядро урана свободного нейтрона (только нейтральная частица способна приблизиться к ядру) последнее деформируется и разлетается на две половинки плюс два-три свободных нейтрона.

Эти самые свободные нейтроны атакуют ядра других атомов, и т. д. Таким образом, количество столкновений увеличивается в геометрической прогрессии и в доли секунды вся масса радиоактивного металла распадается.

Этот распад сопровождается разлетом на околосветовых скоростях во все стороны осколков, их столкновения с молекулами окружающей среды вызывают нагревание до нескольких миллионов градусов. Это картина обычного ядерного взрыва.

ТВЭЛ это явление направляет в мирное русло. Как это происходит?

Управляемая ядерная реакция

Чтобы ядерная реакция смогла поддерживать себя сама, стала цепной, необходимо достаточное количество радиоактивного топлива (т. н. «критическая масса»). В ядерном оружии этот вопрос решается просто: два слитка оружейного металла (урана 235, плутония 239 и т. д.) с массой каждого чуть меньше критической в одно целое соединяют при помощи взрыва обычного тротила.

Для мирного использования атома этот способ не годится. На рисунке схематично показано устройство простейшего атомного реактора. Каждый ТВЭЛ (тепловыделяющий элемент − урановое топливо) по массе меньше критической, суммарный же их вес превышает эту отметку.

Находясь в непосредственной близости друг от друга, ТВЭЛы «обмениваются» свободными нейтронами. Благодаря такой взаимной нейтронной бомбардировке в реакторе поддерживается цепная ядерная реакция. Графитовые стержни играют роль своеобразных «тормозов» ядерного процесса.

Важно

Графит – хороший поглотитель нейтронов, реакция затухает, когда стержни из этого материала помещаются между ТВЭЛ. Это полностью останавливает обмен свободными нейтронами.

Таким образом, реакция находится под постоянным контролем автоматики. Распад сопровождается движением в среде теплоносителя осколков ядер урана, которые разогревают его до необходимой температуры.

Как вырабатывается электроэнергия

Дальнейшее устройство атомной электростанции мало чем отличается от обычной тепловой, работающей на газе, мазуте или угле. Разница состоит в том, что в ТЭЦ тепло получается при сжигании ископаемых углеводородов, в АЭС же теплоноситель нагревается ТВЭЛ ядерных реакторов.

Доведенный до температуры в 500–800 °C теплоноситель (в его роли могут выступать перегретая вода, расплавы солей, и даже жидкие металлы) в специальном теплообменнике разогревает воду, превращая ее в сухой пар. Пар вращает турбину, посаженную на один вал с генератором, в котором и вырабатывается электрический ток.

Какие они бывают

Первыми ядерными реакторами были гомогенные устройства. Они представляли собой котлы, в которых находилось ядерное топливо (чаще жидкое, реже газообразное). Это расплав солей урана или слабо обогащенного урана, иногда взвеси урановой пыли и т. д.

Процесс регулировался введением в активную зону замедлителя в виде пластин или стержней из материала, который хорошо замедляет свободные нейтроны.

Тепло передавалось воде посредством расположенных прямо в активной зоне теплообменников, наподобие колосников в угольной печи.

На нашем же рисунке изображен гетерогенный ядерный реактор, которых сейчас в мире абсолютное большинство. Такие «атомные котлы» легче обслуживать, менять в них топливо, ремонтировать, они безопаснее и надежнее старых гомогенных.

Еще одним бонусом использования урановых ТВЭЛов является генерация в них в результате облучения нейтронами ядер урана такого элемента, как плутоний 239, который затем используется как топливо для малогабаритных ядерных реакторов, а так же в качестве оружейного металла.

Где берется топливо для атомных электростанций

Уран добывают во многих странах мира открытым (карьерным) или шахтным способом. Изначально в руде содержится даже не сам уран, а его оксид. Выделение металла из окисла – сложнейшая цепь химических превращений. Далеко не каждая страна мира может позволить себе обзавестись предприятиями по производству ядерного топлива.

Дальнейшая задача − обогащение добытого урана. Менее 1 % урана 235 содержится в природном материале, остальное – изотоп 238. Разделить эти два элемента чрезвычайно тяжело. Центрифуги по обогащению урана — это сложнейшие устройства.

Чтобы уран стал высокообогащенным (содержание изотопа 235 повысилось до 20 %) ему предстоит, превратившись в газ, пройти до тысячи ступеней переработки.

Как устроен ТВЭЛ

В руки инженеров попадает инженеров обогащенный уран, но это пока еще на ядерное топливо. Производство этого топлива сродни порошковой металлургии. Порошкообразный металл (или его химических соединений) прессуется в небольшие таблетки диаметром около сантиметра.

Изделия из металлического урана лучше приспособлены выдерживать адские условия внутри реактора, но чистый элемент очень дорог в производстве. Намного дешевле диоксид урана, но чтобы он не рассыпался от огромных давления и жара приходится запекать под громадным давлением при температуре более 1000 °C.

ТВЭЛ — это набор таких шайб длиной порядка 2-4 метров, помещенный в трубку из стали или сплавов железа с молибденом. Сами ТВЭЛы набираются в пучок из нескольких десятков или даже сотен. Такой набор называют тепловыделяющей сборкой (ТВС).

Читайте также:  Пожарный ход (пожарный обоз)

ТВС устанавливаются непосредственно в сердце атомного реактора. В одном реакторе их количество может достигать нескольких сотен. По мере распада урана ТВЭЛы теряют свою способность производить тепло, тогда их заменяют.

Но один килограмм технического урана, обогащенного до содержания 235 изотопа 4%, за свою жизнь в атомном реакторе успевает произвести столько же энергии, сколько получилось бы при сжигании 300 стандартных двухсотлитровых бочек топочного мазута.

Источник: https://www.syl.ru/article/375529/tvel—eto-teplovyidelyayuschiy-element-yadernyiy-reaktor

Техническая библиотека

Тепловыделяющая сборка (ТВС) — машиностроительное изделие, содержащее ядерные материалы и предназначенное для получения тепловой энергии в ядерном реакторе за счёт осуществления контролируемой ядерной реакции.

Обычно представляет собой четырёхгранный (PWR) или шестигранный (ВВЭР) пучок ТВЭЛов длиной 2,5-3,5 м (что примерно соответствует высоте активной зоны) и диаметром 30-40 см, изготовленный из нержавеющей стали или сплава циркония (для уменьшения поглощения нейтронов).

Твэлы собираются в ТВС для упрощения учёта и перемещения ядерного топлива в реакторе. В одной ТВС обычно содержится 150-350 твэлов, в активную зону реактора обычно помещается 200-450 ТВС.

Среди Российских ТВС известны следующие:

ТВС реакторов ВВЭР-440

ТВС ВВЭР-440 состоит из пучка твэлов, головки, хвостовика и чехла.

Совет

Твэлы в пучке расположены по треугольной решётке и объединены между собой дистанционирующими решётками «сотового» типа, закреплёнными на центральной трубе, и нижней опорной решёткой, закреплённой на хвостовике.

Головка и хвостовик ТВС жестко по шестигранной поверхности соединены с чехлом, являющимся несущим элементом конструкции. Пучок состоит из 126 твэлов.
ТВСА

ТВСА альтернативной конструкции с жёстким каркасом, формируемым шестью уголками и дистанционирующими решётками.

Главный упор был сделан на увеличение глубины выгорания, повышение эксплуатационной надёжности и усиление изгибной жёсткости ТВС.

Выполненная модернизация сборок позволила продлить срок их эксплуатации до 4-5 лет, а также предоставила возможность работать в манёвренном режиме (суточное изменение мощности энергоблока).

Разработка «ОКБМ имени И. И. Африкантова».

ТВСА-АЛЬФА

Эволюционное развитие базовой конструкции ТВСА. ТВСА-АЛЬФА комплектуется восьмью дистанционирующими решётками увеличенной высоты с оптимизированной геометрией ячейки, твэлами с оболочкой меньшей толщины и таблетками без отверстия.

ТВСА-T

ТВСА с сокращенным до восьми количеством дистанционирующих решёток. Модификация ТВСА для поставок на АЭС «Темелин» (Чехия) для замены топлива американской компании «Вестингауз».

ТВСА-У

ТВСАУ с удлиненной активной частью.

ТВСА-PLUS

Разрабатываемая конструкция ТВСА рассчитанная на эксплуатацию в 18-месячном топливном цикле при работе на мощности 104 % от номинальной.
РК-3

Обратите внимание

Бесчехловая ТВС третьего поколения. Технический проект кассеты базируется на опыте эксплуатации комплекса кассет второго поколения и технических решениях воплощенных в кассетах ВВЭР-1000 (ТВСА и ТВС-2)

ТВС реакторов ВВЭР-1000

ТВС ВВЭР-1000 представляет собой активную конструкцию из 312 твэлов, закреплённых в каркасе из 18 направляющих каналов, 15 дистанционирующих и одной нижней решётки.

Концевые детали ТВС служат для фиксации кассеты в установочных гнёздах активной зоны.

Верхняя концевая деталь (головка) обеспечивает взаимодействие с внутрикорпусными устройствами реактора и поджатие ТВС от всплытия, а также разъёмное соединение с каркасом ТВС.

Нижняя концевая деталь (хвостовик) обеспечивает заданное местоположение кассеты в активной зоне, а также организацию протока теплоносителя.

Основные конструктивные особенности отечественной конструкции ТВС связаны, прежде всего, с формой её поперечного сечения.

В отличие от мировых аналогов, базирующихся на прямоугольной форме, ТВС ВВЭР-1000 имеет гексагональное (шестигранное) сечение.

При прочих равных условиях гексагональная форма ТВС обеспечивает более высокую однородность поля расположения твэлов и гарантирует сохранность ТВС во время транспортно-технологических операции при её изготовлении и при эксплуатации на АЭС.

УТВС

Важно

В отличие от штатной ТВС ВВЭР-1000 каркас УТВС изготовлен из циркония, а не из нержавеющей стали.

В УТВС в качестве выгорающего поглотителя используется оксид гадолиния, равномерно распределённый по объёму топливных таблеток нескольких твэгов (твэлы с гадолинием).

УТВС — разборная ТВС, то есть, при обнаружении негерметичного твэла кассету можно отремонтировать, заменив поврежденный твэл на герметичный.

УТВС разработана в ОКБ «Гидропресс» совместно с ОАО «ТВЭЛ».

ТВС-2

ТВС с жёстким каркасом, образованным приваркой двенадцати дистанционирующих решёток к направляющим каналам.

Является эволюционным развитием конструкций предшествующих бесчехловых ТВС (ТВС-М, УТВС), по сравнению с которыми в неё не добавлено ни одного нового элемента.

Все новые качества получены путём применения положительно зарекомендовавших себя в эксплуатации решений, усовершенствования конструкции отдельных составляющих элементов.

Разработка ОКБ «Гидропресс» (г. Подольск, Московская область). Эксплуатация ТВС-2 ведется с 2003 года на Балаковской АЭС. В 2007 году все блоки Балаковской АЭС переведены на ТВС-2. В 2007 году на этот тип переведен энергоблок № 1 Волгодонской АЭС.

ТВС-2М

Модификация ТВС-2, в ТВС-2М укорочены концевые детали и, соответственно, удлинен топливный столб активной зоны, вниз на 100 мм и вверх на 50 мм и введена 13-я решётка внизу, которая закрепляет пучок в зоне гидродинамической нестабильности. Дополнительно оптимизированы дистанционирующие решётки для уменьшения гидродинамического сопротивления.

Совет

Назначение ТВС-2М — 18-месячный топливный цикл. В эксплуатации с 2006 года (энергоблок №1 Балаковской АЭС). На работу с ТВС-2М переводятся энергоблоки, работавшие на ТВС-2: энергоблоки №1-4 Балаковской АЭС, энергоблок №1 Ростовской (Волгодонской) АЭС. Энергоблок №2 Ростовской АЭС пущен с активной зоной, полностью скомпонованной из ТВС-2М.

ТВС-2М является прототипом для ТВС АЭС-2006.

ТВС реакторов PWR

ТВС-квадрат

«ТВС-Квадрат» — проект ОАО «ТВЭЛ» по созданию топлива для реакторов АЭС западного дизайна. В конструкции «ТВС-Квадрат» для реакторов PWR используется топливо из диоксида урана с обогащением по U-235 до 5 % с добавкой гадолиния.

ТВС реакторов РБМК

В каждую сборку входит 18 стержневых твэлов. Оболочка твэла заполнена таблетками из двуокиси урана.

Источник: https://neftegaz.ru/tech_library/view/4441-Teplovydelyayuschaya-sborka

4.4. Ядерный реактор — Энергетика: история, настоящее и будущее

В ядерном реакторе типа ВВЭР (PWR) обычная некипящая вода является замедлителем нейтронов и теплоносителем и находится под высоким давлением (~ 16 МПа). Реактор работает в системе двухконтурной ядерноэнергетической установки (ЯЭУ).

Высокое давление теплоносителя вынуждает помещать активную зону с ядерным топливом и системами регулирования внутрь толстостенного стального корпуса, который изготавливается на специализированных заводах (например НПО «Ижорские заводы» в России).

Корпус реактора (рис. 4.8) является центральным компонентом первого контура, содержащего компенсатор давления, четыре петли теплопередачи, каждая из которых состоит из парогенератора и главного циркуляционного насоса, и соединительные трубопроводы.

Первый контур служит оболочкой для поддержания рабочей температуры и давления теплоносителя, отводящего тепло из реактора.

Эта система выполняет три основные функции: передает тепло из активной зоны реактора к парогенераторам; регулирует реактивность путем изменения концентрации бора и использования регулирующих сборок; регулирует давление с помощью компенсатора давления. Рис. 4.8. Корпус реактора ВВЭР-1000/В-320

Корпус реактора предназначен: служить опорой и удерживать в заданном положении активную зону, внутрикорпусные устройства и приводы органов регулирования; обеспечивать полную герметичность и сопротивление внутреннему давлению; служить защитой от радиоактивных излучений активной зоны.

Корпус реактора представляет собой сварную конструкцию, выполненную полностью в заводских условиях и состоящую из двух компонентов – корпуса и крышки.

Корпус имеет два ряда по четыре патрубка (D у =850 мм), на уровне верхнего и нижнего ряда этих патрубков выполнено по два патрубка (D у =300 мм) для присоединения трубопроводов системы аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ).

Обратите внимание

Корпус изготовляется из перлитной стали 15Х2НМФА и плакирован изнутри слоем нержавеющей стали.

Крышка корпуса сферической формы представляет собой кованую горяче-прессованную деталь, приваренную к кольцевому фланцу с 54 резьбовыми отверстиями для уплотняющих втулок. В крышке имеются 77 отверстий, к которым приварены переходники: 73 – для приводов органов регулирования и 4 – для термопар.

Герметичность между крышкой и корпусом обеспечивается с помощью двух концентрических металлических прокладок круглого сечения. Корпус реактора опирается на сварные конструкции, закрепленные в бетоне шахты реактора. Корпус реактора, находящийся под воздействием потока нейтронов, требует наибольшего внимания.

Ресурс работы корпуса в отечественных и зарубежных реакторах составляет 30 лет. Условия работы корпуса сложны. Материал корпуса реактора подвергается одновременному воздействию высоких давлений и температур, потоков нейтронов и γ -квантов, которые приводят к повышению твердости и охрупчиванию металла.

Кроме того, существует опасность охрупчивания металла корпуса при насыщении его водородом, который образуется в процессе радиолиза воды под действием ионизирующего излучения и в реакции коррозии железа.

Рис. 4.9.

Сухая защита корпуса реактора, выполненная с доступом для осмотра корпуса реактора: 1 – обычный бетон; 2 – несущая часть опоры реакторного корпуса; 3 – подача воздуха (тепловой барьер между обычным и серпентинитовым бетоном); 4 – труба для передвижения противовеса приводов ионизационной камеры; 5 – кольцевое сечение для прохода воздуха, охлаждающего серпентинитовый бетон; 6 – труба для опускания привода ионизационной камеры; 7 – опора реакторного корпуса

В современных конструкциях шахты реактора предусмотрена возможность периодического контроля металла корпуса (рис. 4.9): между сухой защитой и корпусом реактора имеется свободное пространство с шириной сечения 720 мм.

Сухая защита из серпентинитового бетона хорошо удерживает влагу (и, следовательно, водород), уменьшает утечку нейтронов за пределы шахты реактора. От возможных повышений температуры корпус реактора защищает воздушное охлаждение.

Кроме того, учитывая различия в коэффициентах расширения, на границе между обычным и серпентинитовым бетоном создается тепловой барьер (3) за счет системы воздухоохлаждаемых труб.

Внутрикорпусные устройства (ВКУ) служат опорой активной зоны, обеспечивают заданное расположение тепловыделяющих сборок и ограничивают возможности их перемещения.

Важно

Они обеспечивают заданное положение направляющих каналов органов регулирования между тепловыделяющими сборками и приводом органов регулирования.

Внутрикорпусные устройства направляют поток теплоносителя, обеспечивают защиту от нейтронного и γ -излучения, служат направляющими для датчиков внутриреакторных измерений, поддерживают гирлянды капсул с контрольными образцами.

ВКУ спроектированы с таким расчетом, чтобы выдержать напряжения, возникающие при любых условиях работы реактора, включая землетрясения и усталостные нагрузки от вибрации. Они изготавливаются из аустенитной нержавеющей стали с учетом межкристаллитной коррозии.

Основные внутрикорпусные устройства ядерного реактора типа ВВЭР/PWR показаны на рис. 4.10.

Нижняя опорная конструкция активной зоны состоит из:

  • шахты активной зоны, имеющей цилиндрическую форму; вертикальные силы передаются на фланец корпуса реактора через верхний фланец шахты активной зоны; соединения на шипах служат опорой нижней части шахты;
  • нижней опорной плиты, которая несет на себе нагрузку всей массы активной зоны;
  • выгородки, которая является оболочкой активной зоны, разграничивающей потоки поступающей воды теплоносителя от нагретой в активной зоне.
Читайте также:  Геокриологические опасности. определение.

Верхняя опорная конструкция активной зоны, расположенная над ней, состоит из:

  • верхней плиты, лежащей на тепловыделяющих сборках;
  • опорных колонн, которые служат соединительным элементом между опорной плитой направляющих каналов и верхней плитой активной зоны и обеспечивают сохранение заданного расстояния между ними;
  • опорной плиты направляющих каналов, служащей для передачи вертикальных сил на фланец корпуса реактора;
  • направляющих каналов органов регулирования.

Активная зона реактора ВВЭР-1000 состоит из 163 тепловыделяющих сборок (ТВС), имеющих одинаковые геометрические и механические характеристики. Их местоположение в активной зоне обеспечивается за счет опорных конструкций.

Активная зона охлаждается обессоленной водой под давлением 15,7 МПа, служащей также замедлителем нейтронов. Изменяя концентрацию бора в теплоносителе/замедлителе (впрыскивая в систему борную кислоту Н 3 ВО 3 до 13,5 г/кг), управляют процессом медленных изменений реактивности, включая выгорание ядерного топлива.

Остальные процессы изменения реактивности регулируются с помощью кластеров стержней поглощения нейтронов.

Рис. 4.11. Тепловыделяющие сборки энергетических водоводяных реакторов: слева – ВВЭР-1000 (Россия), справа – PWR-1300 (EDF, Франция)

Рис. 4.10. Корпус и внутрикорпусные элементы конструкций энергетического ядерного реактора PWR-1300 (ЕDF, Франция)

Первая загрузка активной зоны ядерным топливом делится на три зоны его обогащения изотопом урана-235. Тепловыделяющие сборки с самым высоким процентом обогащения размещаются по периферии, а сборки с наименее обогащенным топливом размещаются в шахматном порядке в центральной зоне.

При каждой остановке реактора на перегрузку топлива заменяется третья часть его в активной зоне. Максимально выгоревшее топливо выгружается, свежее топливо загружается в периферийную зону, а остальные сборки переставляются в центральной зоне так, чтобы получить максимально однородное энерговыделение.

Равновесие достигается после третьей перегрузки.

Тепловыделяющие сборки (ТВС) нового поколения для реактора ВВЭР-1000 шести гранной формы с жестким каркасом, образованным из 15 дистанционирующих решеток, центральной трубы, 18 направляющих каналов и нижней опорной решетки, содержат 311 твэлов (рис. 4.11).

Рис. 4.12. Таблетка ядерного топлива

Нижняя решетка является опорной для твэлов и обеспечивает их разъемное соединение.

Совет

Дистанционирующая решетка сохраняет определенный интервал между твэлами и состоит из ячеек, изготовленных из тонкостенных труб, сваренных точечной сваркой между собой и центральной втулкой, которая закрепляется на центральной трубе сборки.

Нижний хвостовик ТВС обеспечивает распределение расхода теплоносителя в сборке и может быть снабжен фильтром для улавливания частиц. Головка ТВС является частью верхней опорной конструкции сборки и одновременно обеспечивает частичную защиту регулирующих органов.

Разработанный корпорацией ТВЭЛ (Россия) тепловыделяющий элемент нового поколения состоит из таблеток спеченого диоксида урана наружным диаметром 7,8 мм с обогащением ураном-235 до 4,95%, помещенных в трубку из холоднодеформированного сплава циркония (Zr – 1,2 Sn – 1,0 Nb – 0,3 Fe), уплотненную и герметично запаянную с обоих концов.

Топливные таблетки имеют цилиндрическую форму (рис. 4.12) и состоят из порошка, который подвергается холодному прессованию с последующим спеканием до требуемой плотности. Торцы таблеток имеют небольшие углубления, что обеспечивает более значительное расширение в центре таблетки.

Спиральная пружина из нержавеющей стали, прижимающая топливные таблетки сверху, препятствует их перемещению внутри оболочки во время погрузочно-разгрузочных работ и транспортировке перед загрузкой в активную зону реактора.

В процессе изготовления все твэлы герметизируются гелием под давлением ~3 МПа, чтобы сократить усилия и деформации и повысить таким образом усталостную прочность.

Регулирующие кассеты представляют собой пучок стержней, материал которых поглощает нейтроны. Верхние концы этих стержней закреплены в систему, представляющую собой кластерную траверсу.

Стержни поглотителей нейтронов размещаются в направляющих каналах тепловыделяющих сборок. Поглотитель нейтронов заложен в трубку из холоднодеформированной нержавеющей стали и уплотнен концевыми заглушками.

Материалом, поглощающим нейтроны, в верхней части стержней является карбид бора В 4 С, в нижней части стержней – титанат диспрозия или гафния (рис. 4.13).

Линия для производства твэлов на МСЗ «Электросталь» (Россия)

Регулирующие кассеты с поглощающими нейтроны стержнями представляют собой систему управления и защиты (СУЗ), которая обеспечивает: контроль и управление мощностью реактора; пуск реактора и вывод его на заданный уровень мощности; перевод реактора с одного уровня мощности на другой; быстрое прекращение цепной реакции деления; необходимое энергораспределение в объеме активной зоны; безопасность реактора, исключая ядерные аварии.

Обратите внимание

Кассеты поглощающих нейтроны стержней объединяются в разные функциональные системы: автоматического регулирования (САР); ручного регулирования (СРР); компенсации реактивности (СКР); аварийной защиты (САЗ).

а Рис. 4.13. Кассета и поглощающая сборка СУЗ энергетического ядреного реактора ВВЭР-1000 нового поколения б

Рис. 4.14. Парогенератор: а – вариант вертикального парогенератора для ВВЭР-1000: 1 – выход пара; 2 – люк для обслуживания; 3 – вход питательной воды; 4 – вход теплоносителя; 5 – периодическая продувка; 6 – непрерывная продувка; 7 – сепарационные устройства; б – парогенератор PWR-1300 (ЕDF, Франция)

Мал. 4.15. Парогенератор горизонтального типу енергетичного ядерного реактора ВВЕР 1000

Рис. 4.16.

Горизонтальный парогенератор с водным теплоносителем для ВВЭР-1000: 1 – входной коллектор теплоносителя; 2 – теплообменная поверхность; 3 – коллектор раздачи питательной воды; 4 – дырчатый погруженный щит; 5 – ввод питательной воды; 6 – жалюзийный сепаратор; 7 – пароотводящие трубы; 8 – паросборный коллектор; 9 – воздушники; 10 – отвод отсепарированной влаги; 11 – выходной коллектор теплоносителя

Рис. 4.17. Взаимное расположение узлов ядерной паропроизводящей установки (ЯППУ) энергетического ядерного реактора ВВЭР-1000. Вид снизу. ГЦН – главный циркуляционный насос; ГЕ – емкость с борной кислотой; ПГ – парогенератор; ББ – барботер; КД – компенсатор давления

Рис. 4.18. Теплотехническая схема парогенераторных установок двухконтурных АЭС с ядерными реакторами ВВЭР: 1 – реактор; 2 – главный циркуляционный насос; 3 – парогенератор; t ′ T – температура теплоносителя на выходе из реактора; t ′′ T – температура теплоносителя на выходе парогенератора; t n B – температура питательной воды; t H – температура насыщения; h – энтальпия

Часто одни и те же стержни входят в несколько систем.

Парогенератор является связующим звеном между первым и вторым контурами.

аб

вв

Рис. 4.19.

Главный циркуляционный насос: а – установка циркуляционного насоса большой производительности с маховиком – ГЦН-195 для АЭС с ВВЭР: 1 – вал электродвигателя; 2 – маховик; 3 – электродвигатель; 4 – соединительная муфта; 5 – радиально-упорный подшипник; 6 – узел уплотнения; 7 – корпус; 8 – опорные лапы; б – уплотнения циркуляционного насоса ГЦН-195: 1, 2 – отвод и подвод воды промконтура; 3 – отвод и дроссель; 4, 5 – сливы утечек воды и масла; 6, 7 – отвод и подвод масла; 8 – подвод запирающей воды; в – главный циркуляционный насос реактора PWR-1300 (ЕDF, Франция)

Важно

Это трубчатый испаритель естественной циркуляции с механической сушкой пара. Теплоноситель первого контура (охлаждающий реактор) циркулирует по трубам и отдает свое тепло теплоносителю второго контура (питательной воде) с внешней стороны трубчатки парогенератора, производя при этом пар.

Парогенератор ядерной паропроизводящей установки (ЯППУ) с реактором ВВЭР1000 представляет собой двухконтурный теплообменный аппарат с погруженной поверхностью теплообмена (трубчатым пучком), встроенными сепарационными устройствами и естественной циркуляцией рабочего тела.

Поверхность нагрева парогенераторов всегда представляет собой систему змеевиков малого диаметра, внутри которых течет теплоноситель под высоким давлением. Парогенераторы могут быть горизонтальными и вертикальными (рис. 4.14, 4.15).

В обоих случаях по стороне второго контура используется естественная циркуляция.

Исходя из расчета теплового баланса парогенератора с учетом начальной температуры теплоносителя, определяемой условиями работы реактора, перепад температур теплоносителя в парогенераторе (вход/выход) для ЯППУ с ВВЭР-1000 составляет t ′ T – t ′′ T = Δ t = 30°C.

Эта величина Δ t теплового напора приводит для очень мощных АЭС с водо-водяными ядерными реакторами к таким большим поверхностям нагрева парогенератора, что изготовление его в виде одного агрегата оказывается невозможным.

Для ЯППУ с ВВЭР-1000 принята горизонтальная конструкция парогенератора и количество агрегатов, равное четырем (рис. 4.15–4.17).

При выбранных параметрах теплоносителя на выходе из ядерного реактора, параметрах пара, подаваемого на турбину, теплотехническая схема парогенераторной установки с ВВЭР-1000 достаточно проста (рис. 4.18).

Питательная вода, поступающая в парогенератор из сепараторов влаги, смешивается с водой, находящейся внутри его корпуса, нагревается до температуры насыщения и испаряется. Над трубным пучком имеется ряд центробежных сепараторов, отделяющих большую часть влаги от пара.

Совет

После этого используются сухопарники, доводящие насыщенность пара, как минимум, до 99,75%.

Главный циркуляционный насос (ГЦН). В системе мощных АЭС любого типа циркуляция теплоносителя в реакторном контуре при нормальной эксплуатации принудительная. Для отвода тепла из активной зоны реактора служат главные циркуляционные насосы.

Они обеспечивают циркуляцию теплоносителя первого контура от корпуса реактора к парогенератору, чтобы передать ему тепло, и возвращают теплоноситель обратно в корпус реактора для нагрева. Каждая петля имеет один ГЦН, который устанавливается на холодной нитке, т.е. между выходом из парогенератора и корпусом реактора.

Протяженность циркуляции контура для каждой петли реактора ВВЭР-1000 составляет 46 м. ГЦН обеспечивает расход теплоносителя, который необходим для охлаждения активной зоны, и теплоотвод, достаточный для поддержания коэффициента запаса до кризиса кипения (выше 1,3). Маховик, соединенный с колесом и двигателем (рис. 4.

19), создает необходимую инерцию, которая обеспечивает достаточный расход теплоносителя и продолжительность работы насоса при прекращении электропитания (при выбеге ГЦН) более одной минуты.

Гидравлическая часть насоса состоит из эллиптического корпуса, проточной части со всасывающим и нагнетательным патрубками, одностороннего рабочего колеса, консольно расположенного на валу ротора, направляющего аппарата и узлов уплотнения. Механические уплотнения обеспечивают ограниченные утечки, контролируемые при эксплуатации.

Для запирания теплоносителя первого контура в зоне уплотнения вала насоса существует система подпитки путем подачи в камеру уплотнения очищенного и дегазированного теплоносителя с давлением, превышающем давление в контуре.

При этом часть уплотняющей воды через уплотнение поступает в контур, не допуская выхода наружу радиоактивной воды, а остальная часть сбрасывается в деаэратор подпитки контура. Подача теплоносителя ГЦН-195 в ЯППУ с ВВЭР-1000 составляет 20 тыс. м 3 /ч, протечка 0,3–3,0 м 3 /ч. Большой диаметр трубопровода и большая подача ГЦН каждой петли исключают установку резервного ГЦН.

Источник: http://energetika.in.ua/ru/books/book-4/part-1/section-4/4-4

Ссылка на основную публикацию
Adblock
detector