Высокотемпературный газоохлаждаемый реактор с шаровой засыпкой (HTR-PM) Преподаватель: Велькин В.И. Студент: Шибаков Н.Е. ЭН-490018 Содержание 1. Актуальность развития реактора HTR-PM 2. Основные характеристики реактора HTR-PM 3. Первый контур реактора HTR-PM 4. Строение парогенератора реактора HTR-PM 5. Особенности топливных элементов реактора HTR-PM 6. Системы обеспечения активной и пассивной защиты реактора 7. Характеристики турбины и конденсатора HTR-PM Актуальность развития реактора HTR-PM • HTR-PM - это коммерческая демонстрационная установка, которая представляет собой высокотемпературный реактор с газовым охлаждением в галечном слое мощностью 210 МВт. • Двухреакторные установки, приводящие в действие конфигурацию с одной турбиной, были специально выбраны для демонстрации их осуществимости. Предусмотрены стандартизированные реакторные модули с 2, 6 или 9 реакторами с одной турбиной (200, 600 или 1000 МВт). • HTR-PM включает в себя принципы безопасности, присущие модульному HTGR. Более низкая удельная мощность, характеристики топлива с покрытием из твердых частиц и сбалансированная конструкция системы обеспечивают сохранение основных функций безопасности. HTR-PM не нуждается в системах аварийного охлаждения активной зоны. Рис. 1 Корпус реактора HTR-PM История развития реактора HTR-PM • С 2001 года, на основе успеха HTR-10, началось концептуальное проектирование HTR-PM • В 2006 году включен центральным правительством в список ключевых проектов в рамках Национальной среднесрочной программы развития науки и технологий (2006-2020) • В 2008 году утверждено планирование внедрения, включая цель, график, финансирование, программы исследований и разработок • Строительство блока "Shidao Bay-1" стартовало 9 декабря 2012 года. • Загрузка шарового топлива в активную зону реактора первого модуля началась 21 августа 2021 года. Первый реактор был на МКУ 12 сентября 2021 года, второй - 11 ноября 2021 года. • Первое подключение блока к сети произошло 20 декабря 2021 года. Выхода блока на номинал на двух модулях пришлось ждать почти год, до 9 декабря 2022 года. Общие сведения о HTR-PM • В проекте HTR-PM задействованы два малых модульных реактора, которые приводят в движение одну турбину мощностью 210 МВт. В качестве теплоносителя используется гелий, а замедлитель - графит. • В активную зону каждого реактора загружено более чем 245 000 сферических топливных элементов ("камешков"), каждый диаметром 60 мм и содержащий 7 г топлива, обогащенного до 8,5%. • Демонстрационный проект высокотемпературного газоохлаждаемого реактора HTR-PM на АЭС “Шидаовань” в является первым в мире модульным высокотемпературным газоохлаждаемым реактором с шаровыми микротвелами. Рис. 2 Макет АЭС «Шидаовань» с реактором HTR-PM Основные характеристики реактора HTR-PM Тепловая мощность одного реактора, МВт 250 Электрическая мощность энергоблока, МВт 211 Кол-во реакторов/турбин 2/1 Компоновка РУ Модульная Теплоноситель Гелий Замедлитель, отражатель Графит Вид активной зоны Шаровые ТВС Кол-во ТВС в одном реакторе 420000 Обогащение топлива, % 8,6 Вес урана в ТВС, г 7 Тип перегрузки На мощности Высота/ диаметр АЗ, м 11/3 Давление теплоносителя, МПа Температура т/н на входе/выходе, 0С Давление пара, МПа 7 Основное топливо 250/750 13,25 UO2 (TRISO) Схема работы РУ с HTR-PM Рис. 3 Упрощенная принципиальная схема электростанции HTR-PM Схема первого контура HTR-PM • Активная зона реактора и парогенератор размещены в двух стальных корпусах высокого давления, которые сопряжены соединительной емкостью. • Внутри соединительного сосуда сконструирован канал для горячего газа. Все компоненты, удерживающие давление, которые составляют границу первого контура, соприкасаются с холодным гелием температуры на входе в реактор. • Граница первичного давления состоит из корпуса высокого давления реактора (RPV), корпуса высокого давления парогенератора (SGPV)и корпуса высокого давления канала горячего газа (BPV), которые все размещены в бетонной защитной полости Рис. 4 Первый контур HTR-PM Система теплопередачи реактора HTR-PM • Система теплопередачи забирает тепло, вырабатываемое в активной зоне, и преобразует его в полезную энергию в виде пара или электричества. • Основным инструментом для этого является парогенератор, в котором газообразный гелий находится внутри емкости высокого давления ПГ, а вода циркулирует по трубам внутри ПГ, где она нагревается под давлением для получения пара требуемой температуры и давления для дальнейшего использования. Рис. 5 Общий вид ректора и ПГ HTR-PM Схема циркуляции теплоносителя в HTR-PM • Гелиевый циркулятор обеспечивает циркуляцию газа через активную зону и ПГ. Циркулятор установлен поверх ПГ. Он всасывает холодный газ со дна ПГ, где питательная вода поступает в трубы, и пропускает его через активную зону, откуда он снова поступает в ПГ через коаксиальную поперечную конструкцию в месте, где пар выходит из ПГ. Горячий газ проходит через спиральные трубки ПГ, передавая тепло воде. Горячий газ отделяется от емкости ПГ изоляционным кожухом, который покрывает весь трубный узел до точки, где холодная вода поступает в трубки. Рис. 6 Движение гелия в HTR-PM Строение парогенератора реактора HTR-PM • Парогенератор состоит из 19 отдельных спиральных трубчатых узлов; каждый узел имеет 5 слоев и включает 35 спиральные трубки. • Для обеспечения стабильности двухфазного потока на входе во все спиральные трубки установлены дросселирующие отверстия. • Мощность ПГ составляет 253 МВт. Конструкция парогенератора сборочного типа использует опыт парогенератора, используемого в HTR-10. Возможен осмотр в процессе эксплуатации. Рис. 7 ПГ HTR-PM Топливные элементы реактора HTR-PM • Топливные элементы являются сферическими. Каждый топливный элемент содержит 7 г тяжелого металла. Обогащение U-235 составляет 8,5%. • Ядра урана диаметром около 0,5 мм покрыты тремя слоями пироуглерода и одним слоем кремнийуглерода. Частицы топлива с покрытием диспергированы в матричном графите диаметром 5 см. Топливосодержащую графитовую матрицу окружает графитовый слой толщиной 5 мм. Рис. 8 Ядра UO2 топливного элемента Рис. 9 Сферические топливные элементы Строение топливного элемента HTR-PM • Для более высокого обогащения и выгорания диаметр ядра должен быть уменьшен, чтобы предотвратить перегрев топливных частиц. Система перегрузки топлива реактора HTR-PM • Режим работы предусматривает непрерывную загрузку и выгрузку топлива: топливные элементы попадают в активную зону реактора из центральной трубки загрузки топлива и выгружаются через трубу отбора топлива в нижней части активной зоны. • Впоследствии выгруженные топливные элементы один за другим проходят через устройство для измерения выгорания. • В зависимости от степени их выгорания они будут либо выгружены и транспортированы в резервуар для хранения отработавшего топлива, когда достигнут расчетной степени выгорания, либо они будут повторно помещены в реактор, чтобы еще раз пройти АЗ. Рис. 10 Аппарат для перегрузки топлива HTR-PM Перегрузка топлива реактора HTR-PM • Распределение мощности сердечника зависит от выбранного количества проходов. Чем большее количество проходов выбрано, тем более равномерным будет распределение мощности. Это благоприятно, когда речь идет о температурах топливных элементов в аварийных условиях. Рис. 11 Схема движения топливных частиц при перегрузке реактора HTR-PM • С другой стороны, большое количество проходов топлива усложняет устройства для подачи топлива, а также сложность средства измерения выгорания. Основы безопасности HTR-PM • Безопасность установки HTR-PM обеспечивается таким образом, что ядерная безопасность не зависит в значительной степени от периферийных инженерных систем безопасности. • Радиоактивные материалы в активной зоне реактора будут сохраняться в топливных элементах до тех пор, пока конструкции реактора остаются физически защищенными. • Сам реактор размещен в очень толстой бетонной полости внутри здания реактора. Рис. 12 Поперечное сечение здания реактора HTR-PM Барьеры защиты HTR-PM • Здание реактора и первичная бетонная полость образуют надежные барьеры против диверсионных атак. Функции безопасности реактора также делают сам реактор менее чувствительным к возможным внутренним саботажным действиям. • Такие надежные технические характеристики делают безопасность установки HTR-PM гораздо менее уязвимой для действий саботажа. Несмотря на это, для целей физической защиты предусмотрены обычные технические меры, требуемые применимыми стандартами. Рис. 13 Расположение основных зданий на территории АЭС «Шидаовань» Уровни защиты реактора HTR-PM в аварийных ситуациях 1. Топливные элементы, используемые для HTR-PM, способны удерживать продукты деления внутри частиц при температуре до 1620 oC, что не ожидается ни при каких вероятных сценариях аварии. 2. Вторым барьером является граница первичного давления, которая состоит из корпусов высокого давления первичных компонентов. 3. Третьим барьером является здание реактора и некоторые дополнительные вспомогательные здания, в которых хранятся первичные гелийсодержащие компоненты 4. В аварийных ситуациях тепло распада в топливных элементах может рассеиваться снаружи корпуса реактора высокого давления посредством теплопроводности и излучения внутри внутренних структур активной зоны, не приводя к неприемлемым пределам температуры топлива. Рис. 14 Фотография рентгенограммы сферического тепловыделяющего элемента Отвод тепла распада в аварийной ситуации • Максимальная температура топлива ниже предельной температуры материалов при потере теплоносителя. Рис. 16 Температура в сечении реактора при потере т/н Рис. 15 Температура топливных элементов при потере т/н Система контроля реактивности HTR-PM • Благодаря непрерывной заправке топливом нет необходимости в большом количестве избыточной реактивной способности для обеспечения выгорания. Это также подразумевает меньшую потребность в больших возможностях контроля реактивности. • Управление реактором во время нормальной работы осуществляется шестью управляющими стержнями, которые вместе имеют достаточную отрицательную реактивность, чтобы выдерживать нагрузку от 50% до 100% и быть способными отключить реактор из любой рабочей точки и поддерживать его в горячем состоянии до тех пор, пока не пройдет пик Xe. Рис. 17 Реакторное помещение HTR-PM Дополнительная система контроля реактивности HTR-PM • Для обеспечения отключения в условиях технического обслуживания или для подкритичности после 20 часов конструкция включает в себя 18 небольших сферических каналов-поглотителей, которые в совокупности обеспечивают достаточную отрицательную реактивность для поддержания реактора в подкритичном состоянии в условиях технического обслуживания (т.е. без Xe при температуре ниже 200°C). • Высокий отрицательный температурный коэффициент реактивности также помогает быстро перевести реактор в подкритическое состояние в случае внезапного повышения температуры, еще до того, как стержни будут вставлены. Остановка главного циркуляционного насоса также приведет к быстрому повышению температуры активной зоны, достаточному для немедленной остановки реактора. Рис. 18 Теплообменный элемент регенератора Составляющие системы управления реактором HTR-PM • Две независимые системы: 1. Стержни управления 2. Малые сферы-поглотители (SAS), расположенные внутри отражателя • Основная система: 24 стержня с приводом от двигателя • Дополнительная система: 6 SAS, падающих под действием силы тяжести с пневматической транспортировкой Рис. 19 Разрез реактора с указанием систем регулирования Основные характеристики турбины и конденсатора HTR-PM Тип турбины Мощность установки, МВт N211-13.24/566 211 Скорость вращения, об/мин 3000 Давление пара на входе в турбину, МПа 13.24 Массовый расход пара, т/час 671 Температура пара на входе, 0С 566 Тип конденсатора Кожухотрубный Площадь охлаждения, м2 12000 Расчетное давление для оболочки, МПа 0,098 Расчетное давление для трубок, МПа 0,4 Материал трубок Титан Массовый расход воды, т/час 27711,4 Температура воды на входе, 0С 16
