ФГУП «НИКИЭТ им. Н.А. Доллежаля» предложена концепция АЭС с канальным прямоточным ядерным реактором со сверхкритическим давлением теплоносителя (КР-СКД) (Рис. 1.36). Параметры водяного пара перед турбиной: t=540°С; Р=24 МПа. Концепция базируется, в основном, на отработанных технологиях и технических решениях в рамках традиционного уран-плутониевого топливного цикла.
В результате оптимизационных расчётов получено, что по эффективности топливного цикла и нейтронно-физическим свойствам безопасности наилучшими перспективами для КР-СКД обладает конструкция с керметным топливом в трубчатых твэлах. Она и была принята за основу концепции.
Выбор оптимальной U- образной конструкции ТК и тяжеловодного замедлителя позволил обосновать характеристики активной зоны при работе реактора в установившемся режиме частичных (с долей 1/7) перегрузок с кампанией 7 календарных лет. Конструктивные узлы реактора в значительной части отработаны промышленностью и освоены эксплуатацией.
Оценки обоснованных в концепции решений показали, что энергоблок с КР-СКД тепловой мощностью 1960 МВт обладает КПД нетто более 42%.
Рис. 1.36 Конструктивная схема реактора КР-СКД
1 – опора; 2 – бак боковой защиты; 3 – кожух; 4 – коллектор отводящий;
5 – коллектор подводящий; 6 – верхнее перекрытие; 7 – канал топливный;
8 – трубопроводы теплоносителя; 9 – плита верхняя; 10 – бак-каландр с тяжёлой водой; 11 – шахта реактора; 12 – плита опорная.
Литиевый высокотемпературный реактор канального типа
Ленинградской АЭС и РНЦ КИ предложена концепция развития канального направления реакторостроения с применением в качестве теплоносителя лития.
В качестве примера предложена двухконтурная АС с высокотемпературным канальным реактором на тепловых нейтронах с литиевым жидкометаллическим теплоносителем, твёрдым замедлителем (ЛВТР-К) на сверхкритические параметры пара второго контура.
В качестве замедлителя используются композитные материалы на основе нитрида бора, карбида бора с термостойким покрытием из нитрида бора. Для исключения контакта лития с атмосферным воздухом, пространство между поверхностью теплоносителя в реакторе и верхней биозащитой заполнено аргоном. Циркуляция теплоносителя через активную зону и прямоточные парогенераторы осуществляется бессальниковыми герметичными центробежными насосами.
Перегрузка топлива должна осуществляться РЗМ на работающем или остановленном реакторе.
Основные характеристики энергоблока с реактором ЛВТР-К1500 указаны в таблице 1.15.
Таблица 1.15
Предлагаемые основные характеристики энергоблока
с реактором ЛВТР-К 1500.
| Характеристика | Единица измерения | Величина |
| Электрическая мощность | МВт | |
| Тепловая мощность | МВт | |
| КПДБРУТТО | % | 50% |
| Диаметр активной зоны | м | 5.4 |
| Высота активной зоны | м | 4.7 |
| Количество ТК с топливной загрузкой | шт. | |
| Шаг решётки | м | 0.15 |
| Максимальная мощность ТК | МВт | 4.15 |
| Максимальная линейная нагрузка на твэл | Вт/см | |
| Максимальная температура замедлителя (BN) | °С | |
| Количество стержней СУЗ, в том числе: первая система АЗ вторая система АЗ система ЛАР-РР | шт. | |
| Суммарная эффективность стержней АЗ | bэф | 8.0 |
| Подкритичность холодного разотравленного реактора при взведённых АЗ и погруженных остальных стержнях | % | 1.5 |
| Температурный коэффициент активной зоны (теплоноситель, замедлитель, топливо) | 1/°С | -1.2 10-5 |
| Эффект реактивности от слива теплоносителя из АЗ | bэф | 0±0.3 b |
| Расход теплоносителя через реактор | т/ч | |
| Температура теплоносителя: на входе в реактор на выходе из реактора | °С | |
| Давление теплоносителя на входе в реактор | МПа | 0.05 |
| Параметры пара на входе в турбину: давление температура | МПа °С | до 35 |
| Топливо UO2 UN, UB2 (исходное обогащение и глубина выгорания определяются выбором композиции) |
Для создания активной зоны такого реактора требуется промышленное освоение конструкционных композитных материалов на основе С-С, SiC и материалов, получаемых по изотопной технологии 11B 15N, 11В4 12С, обладающие соответствующими ядерными и термодинамическими свойствами.
Наиболее пригодными для замедлителя, работающего в среде расплава лития, являются BN и В4С. Конструктивная схема реактора ЛВТР-К показана на рис. 1.37.
Рис. 1.37 Конструктивная схема реактора ЛВТР-К
1 – топливный канал; 2 – канал СУЗ; 3 – гильза ДКЭ; 4 – биозащита;
5 – газовая полость; 6 – разделительный кожух; 7 – литий «горячий»; 8 – отражатель; 9 – литий «холодный»; 10 – корпус реактора; 11 – страхующий корпус; 12 – активная зона; 13 – опора сотовая; 14 – стержень регулирования; 15 – топливная сборка; 16 – вход лития-7; 17 – выход лития-7.
Литература
- - Харпер У.Р. "Основные принципы реакторов деления", 1963.
- Балабанов Е.М. "Ядерные реакторы", 1957.
- Круглов А. "Как создавалась атомная промышленность в СССР". ЦНИИАТОМИНФОРМ, 1994.
- Жежерун И.Ф. "Строительство и пуск первого в СССР атомного реактора". Атомиздат, 1978.
- Справочник по ядерной технологии. Пер. с англ. Ф.Ран, А.Адамантадес, Дж.Кентон, Ч.Браун. Под. ред. В.А. Легасова. М. Энергоамтомиздат, 1989 г. – 752 с.
- World Nuclear Status Report. 1998. – Nucl. Eur. Worldscane, 1999, № 7-8, p. 55.
* моноблок с турбиной на улучшенных параметрах
