ПОИСК Статьи Чертежи Таблицы Анализ зарубежных и отечественных проектных разработок АЭС с газоохлаждаемыми реакторами на быстрых нейтронах из "Быстрые реакторы и теплообменные аппараты АЭС с диссоциирующим теплоносителем " Проектные разработки газовых бридеров показали, что гелиевый теплоноситель обеспечивает одинаковые с натрием удельные теплонапряженности при давлениях 70— 120 бар. [c.16] В 1972 г. на совещании экспертов МАГАТЭ по быстрым реакторам с газовым охлаждением было отмечено, что газоохлаждаемые быстрые реакторы могут обеспечить время удвоения меньшее или равное времени удвоения натриевых бридеров, их разработку можно осуществлять параллельно с натриевыми бридерами. По вопросам воспроизводства ядерного горючего и времени его удвоения советская и американская концепции значительно различаются. [c.16] Советские специалисты [1.13—1.15] считают, что теплофизические и физические характеристики газоохлаждаемых бридеров должны оптимизироваться на время удвоения 5—7 лет, чтобы решать топливную проблему большой атомной энергетики. [c.16] Американские специалисты утверждают, что газовые бридеры должны оптимизироваться не на минимальное время удвоения, а на производство наиболее дешевой электроэнергии при времени удвоения более 8—10 лет [1.18]. В 1973 г. американская программа по быстрым реакторам подверглась значительной критике и была перестроена в направлении большей конкретизации задач по созданию бридера с временем удвоения меньше 10 лет [1.8]. [c.16] В настоящее время фирма СОА ведет проектирование демонстрационной АЭС с газоохлаждаемым быстрым реактором электрической мощностью 300 МВт. В табл. 1.1 приведены основные характеристики коммерческого быстрого гелиевого размножителя мощностью 1000 МВт. [c.17] Применение оболочки твэлов, аналогичных натриевым бридерам, предопределило максимальную температуру гелия на выходе из реактора (550 — 600 °С) и применение двухконтурной схемы АЭС с использованием паротурбинного цикла. [c.18] Газоохлаждаемые реакторы е микротвэлами допускают получение макеимальных температур гелия 1000 — 1100°С и открывают возможности использования одноконтурных схем с газотурбинным циклом. Однако в связи с недостаточными испытаниями микротвэлов, особенно в спектре быстрых нейтронов, предпочтение получили разработки с твэлами стержневого типа. Основные характеристики газоохлаждаемых бридеров Европейской ассоциации представлены в табл. 1.2. [c.19] В ФРГ разработки газоохлаждаемых бридеров на гелии с целью определения их перепективности и экономических показателей ведутся в ядерных центрах Карлсруэ и Юлихе. Результаты этих исследований изложены в работе [1.17]. Основные характеристики разрабатываемых в ФРГ газоохлаждаемых быстрых реакторов мощностью 1000 МВт и их сравнение с натриевым и паровым вариантами приведены в табл. 1.-3. [c.20] Особо следует выделить большой объем технологических исследований по созданию матричной топливной композиции на основе UO2 в Мо, Сг, V и испытанию твэлов с керметной топливной композицией в реакторе BR-2. Созданы топливные композиции 1Ю2 + 30% Сг, которые имеют в 4—5 раз лучшую теплопроводность, чем UO2. Хотя максимально допустимая температура центра топлива иО2 + 30% Сг составляет 1300— 1400°С (для UO2 2400 — 2500 °С), однако за счет лучшей теплопроводности твэлы с матричным топливом допускают линейную тепловую нагрузку 470 — 700 Вт/см при температуре оболочки 650 — 680 °С. При этом получено выгорание 90—96 МВт дней на 1 кг U (9—9,6% выгорания). [c.20] Основным отличием стержневых твэлов является искусственная шероховатость оболочки в виде небольших ребер с одинаковыми интервалами на поверхности, которые действуют как турбулизаторы, нарушающие вязкий подслой на теплообменной поверхности. Проведены экспериментальные исследования теплообмена в кассете из 12 стержней — имитаторов твэла с электронагревом. [c.20] Значительный объем исследований по газоохлаждаемым быстрым реакторам выполняется в Швейцарии совместно с американской фирмой ОСА. Сравнительный анализ трех вариантов АЭС с быстрыми реакторами на Не мощностью 1000 МВт в различном конструктивном исполнении представлен в табл. 1.4. Во всех вариантах активная зона реактора располагается в корпусе из предварительно напряженного железобетона, окруженного внешней вторичной защитной оболочкой. [c.22] По результатам проработки по технологичности схем и более надежном решении проблем безопасности предпочтение отдано двухконтурному варианту АЭС с газоохлаждаемым реактором и паротурбинным циклом. [c.22] Анализ программ исследовании по газоохлаждаемым бридерам показал, что почти во всех случаях разрабатываются варианты быстрых реакторов с гелиевым теплоносителем и стержневыми твэлами в корпусах из напряженного железобетона с двухконтурными схемами преобразования тепла и паротурбинным циклом. [c.23] Как показал анализ всех существующих проектных разработок газоохлаждаемых бридеров на гелии при давлениях 100— 120 бар, характеристики по удельной теплонапряженности и времени удвоения примерно аналогичны характеристикам при использовании натриевых бридеров, хотя воспроизводство КВ ожидается на 0,15— 0,2 выше. В отечественных разработках предлагается принять в гелиевых бридерах давление газа 150 — 200 бар, чтобы достичь значительного уменьшения Гг (до 5 — 7 лет). Однако в газоохлаждаемых бридерах на Не представляются трудными проблемы герметичности в связи с высокой текучестью гелия, обеспечения аварийного охлаждения при потере герметичности контура. [c.24] В настоящее время в СССР, СШу, ФРГ, Франции,. А.НГЛИИ, Швейцарии проводятся экспериментальные работы по технологии Не и освоению требуемых для газовых бридеров параметров гелиевого топлоносителя [1.22, 1.2Я1. [c.24] Вернуться к основной статье