В. М. Будов
В. А.Фарафоноб
КОНСТРУИРОВАНИЕ
ОСНОВНОГО
ОБОРУДОВАНИЯ
АЭС
Для студентов вузов
ББК.31.46
Б90
УДК [621.311.25 : 621.039] .002.5.001 (075.8)
Рецензенты: 1. Кафедра АЭС Обнинского филиала
МИФИ
2. Б. А. Дементьев
Будов В. М., Фарафонов В. А.
Б90 Конструирование основного оборудования АЭС:
Учеб, пособие для вузов. — М.: Энергоатомиздат,
1985.—264 с., ил.
В пер.: 95 к. 2700 экз.
Описаны принципиальные схемы, конструкции основного обо-
рудования отечественных и зарубежных АЭС. Изложены основы
теплогидравлического и прочностного расчетов главных циркуляци-
онных насосов и теплообменного оборудования АЭС.
Для студентов вузов теплоэнергетических и энергомашино-
стронтельных специальностей.
г 2304000000-084	ББК. 31.48
051(01)-85	219-85	6П2.8
© Энергоатомиздат, 1985
ПРЕДИСЛОВИЕ
Задачи, поставленные XXVI съездом КПСС на одиннадцатую
пятилетку, требуют «улучшать использование топливно-энергети-
ческих ресурсов, сократить потребление нефти и нефтепродуктов
в качестве котельно-печного топлива, опережающими темпами раз-
вивать атомную энергетику». По данным Мировой энергетической
конференции (МИРЭК-Х1, 1980 г.)г обеспеченность человечества
разведанными извлекаемыми запасами органического топлива
(1000—1100 млрд, т у. т.) в настоящее время оценивается в
НО лет, а геологическими извлекаемыми ресурсами —в 640—
650 лет. Из 1000 млрд, т у. т. нефть составляет 13, природный газ
и газовый конденсат И, уголь около 70 %.
Атомная энергетика обладает неоспоримым преимуществом по
сравнению с классической: АЭС полностью не зависят от источни-
ков сырья благодаря компактности ядерного топлива и продолжи-
тельности его использования (в связи с чем отпадает необходи-
мость загружать транспорт перевозками многотонных грузов топ-
лива) и производят электроэнергию практически без загрязнения
атмосферы.
Принципиальные возможности использования энергии ядра не
исчерпываются производством электроэнергии. Проводятся рабо-
ты по использованию ядерного топлива для выработки тепловой
энергии в коммунальном хозяйстве на атомных станциях теплоснаб-
жения (ACT) и промышленности (металлургия, химия)./
В одиннадцатой пятилетке прирост выработки электроэнергии
в основном будет получен на атомных и гидроэлектростанциях, что
позволит довести выработку электроэнергии на АЭС примерно до
14 % общего ее производства к концу пятилетки. Блоки мощностью
1 млн. кВт каждый с реакторами ВВЭР-1000 будут введены в экс-
плуатацию на Калининской, Южно-Украинской, Балаковской, За-
порожской, Хмельницкой, Крымской АЭС, а с реакторами
РБМК-1000 —на Курской, Чернобыльской, Смоленской АЭС; на
Игналинской АЭС введен энергоблок единичной мощностью
1,5 млн. кВт с реактором РБМК-1500.
В современных энергетических реакторах на тепловых найтро-
нах (ВВЭР, РБМК) топливом служит 235U, массовое содержание
которого в природном уране всего около 0,7 %, причем такие реак-
торы могут использовать лишь 1—2 % энергии, которую может
обеспечить распад урана. При таком способе сжигания ядерного
топлива разведанные запасы урана могут быть исчерпаны в XXI
веке. Поэтому становится весьма актуальной проблема дальней-
3
шего освоения АЭС с реакторами на быстрых, нейтронах, где ис-
пользуется практически весь природный уран. При этом образуется
вторичное ядерное топливо в количестве большем, чем расходует-
ся, т. е. осуществляется расширенное воспроизводство ядерного
топлива.
Опыт эксплуатации отечественных АЭС с реакторами на быст-
рых нейтронах БН-ЗСЬ, БН-600, а также зарубежных АЭС с ана-
логичными реакторами позволяет в ближайшее время создать энер-
гоблоки с реакторами-размножителями на быстрых нейтронах еди-
ничной мощностью 800—1600 МВт с жидкометаллическим тепло-
носителем.
Настоящая книга посвящена вопросам конструирования основ-
ного оборудования (реактор, главный циркуляционный насос, па-
рогенератор, теплообменник) АЭС различных типов.
В гл. 1 дано краткое описание принципиальных схем действую-
щих и проектируемых отечественных стационарных энергоблоков
с ядерными реакторами различных типов.
В гл. 2 рассмотрены твэлы и тепловыделяющие сборки (ТВС),
конструкции которых положительно зарекомендовали себя при
эксплуатации различных типов реакторов как в СССР, так и за
рубежом. Уделено внимание вопросам дистанционирования и креп-
ления твэлов в ТВС. Описаны технология изготовления твэлов и
ТВС.
В гл. 3 изложены конструкционные принципы, положенные в
основу большинства реакторов АЭС. Рассмотрены все типы реак-
торов действующих и проектируемых АЭС в СССР.
Основное внимание уделено компоновке активной зоны и внут-
риреакторных узлов. Приведены описания перегрузочных устройств
некоторых типов реакторов. Представлена технология изготовле-
ния корпуса реактора типа ВВЭР как одна из трудоемких в атом-
ном машиностроении.
В гл. 4 описаны конструкции циркуляционных насосов и газо-
дувок АЭС, рассмотрены основные их узлы и даны основы расчета
проточной части.
В гл. 5 рассмотрены конструкции теплообменников натрий—нат-
рий и предложены методики их теплового расчета, а также мето-
дика совместного расчета теплообменника и парогенератора уста-
новок с реактором типа БН и дано описание конструкции некото-
рых парогенераторов, обогреваемых жидким металлом. При опи-
сании конструкций парогенераторов, обогреваемых водой, основ-
ное внимание уделено технологии изготовления основных узлов па-
рогенераторов этих типов.
Авторы приносят благодарность сотрудникам кафедры «Атом-
ные электростанции и установки» Горьковского политехнического
института им. А. А. Жданова за помощь в подготовке рукописи
к печати.
ГЛАВА 1
ОПИСАНИЕ ПРИНЦИПИАЛЬНЫХ СХЕМ
АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ
1.1.	Схемы АЭС с реакторами типа ВВЭР
На современных АЭС с ВВЭР приняты двухконтурные схемы
с генерацией насыщенного или слабоперегретого пара, с сепара-
цией и промежуточным перегревом пара перед турбиной. Уровень
давления генерируемого в парогенераторе пара обусловливается
допустимым нагревом теплоносителя в реакторе и составляет 6—
7 МПа.
Первый контур установки предназначен для отвода тепла, вы-
деляющегося в реакторе, и передачи его во второй контур в паро-
генератор. В состав первого контура кроме реактора и парогене-
ратора входят главный циркуляционный насос (ГЦН) и обслужи-
вающие системы: компенсации давления, подпитки и очистки кон-
тура, аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ), газовых сду-
вок, организованных протечек и дренажа спецводоочистки.
Технический контроль параметров состояния оборудования и
трубопроводов, управления и защиты оборудования от поврежде-
ний при нарушении в работе первого контура, а также других кон-
туров и систем установки осуществляется системой контроля, уп-
равления и защиты.
В состав главного циркуляционного контура установки
ВВЭР-1000 (рис. 1.1) входят реактор ВВЭР-1000 и четыре цирку-
ляционные петли, состоящие из парогенератора ПГВ-1000, ГЦН,
двух главных запорных задвижек Ду 850* и главных циркуляци-
онных трубопроводов Ду 850, соединяющих оборудование петли с
реактором. Энергия деления ядерного топлива в активной зоне ре-
актора тепловой мощностью 3000 МВт отводится теплоносителем
с температурой 322 °C. Расход воды через реактор 15 800 кг/с, а
рабочее давление в первом контуре 16 МПа. В парогенераторе теп-
лоноситель отдает тепло рабочему телу и при помощи ГЦН воз-
вращается в реактор.
Система компенсации давления теплоносите-
ля— автономная система ядерного реактора, подключаемая к кон-
туру теплоносителя с целью выравнивания колебаний давления в
* В серийных реакторных установках ВВЭР-1000 задвижки не применя-
ются.
Рис. 1.1. Принципиальная схема первого контура установки ВВЭР-1000:
1— реактор; 2 — парогенератор; 3— емкость САОЗ; 4 — компенсатор давления; 5 — барбо-
тер; 6 — гцн
контуре во время работы реактора, возникающих за счет теплового
расширения [24]. В атомных энергетических установках применя-
ются следующие системы компенсации: паровая с электронагрева-
телями, паровая с генерацией пара твэлами, газовая, парогазовая.
Типовая система компенсации давления в установках с реакто-
рами ВВЭР включает паровой компенсатор давления, барботер,
импульсно-предохранительные устройства и трубопроводы с ар-
матурой. Компенсатор давления подключается к реактору трубо-
проводами без запорной арматуры.
Давление в компенсаторе создается паровой «подушкой» за
счет кипения теплоносителя, нагреваемого электронагревателями,
размещенными под свободным уровнем. В переходных режимах
при колебаниях средней температуры теплоносителя, связанных с
изменением нагрузки или нарушениями в работе оборудования
реакторной установки, в первом контуре меняется давление. При
этом часть теплоносителя перетекает из компенсатора в контур или
из контура в компенсатор по соединительным трубопроводам.
Ограничение отклонения давления от номинального значения
достигается сжатием или расширением паровой «подушки» в верх-
ней части компенсатора. При значительном росте давления откры-
вают регулирующий клапан и подают воду по трубопроводу из
«холодной» части контура в сопла, расположенные в верхней части
компенсатора. В зависимости от параметров переходного процесса
6
(величины и скорости изменения давления) регулирующий клапан
увеличивает подачу «холодной» воды, прекращая или замедляя
рост давления в первом контуре. При дальнейшем росте давления
(из-за отказа системы или ее недостаточной эффективности) за-
щита реактора от превышения давления обеспечивается срабаты-
ванием импульсно-предохранительных устройств, из которых пар
отводится в бак-барботер и конденсируется.
Система подпитки первого контура обеспечивает
подачу подпиточной воды в главный циркуляционный контур для
поддержания заданного уровня теплоносителя в компенсаторе дав-
ления. Она возвращает воду, отбираемую из контура на очистку,
осуществляет заполнение первого контура водой, обеспечивает под-
держание давления в первом контуре в аварийных ситуациях, свя-
занных с падением давления (разрыв трубопроводов, обесточива-
ние станции и т. д.), компенсирует расход организованных проте-
чек из контура, а также малых аварийных.
Система очистки теплоносителя — «совокупность
устройств ядерного реактора, предназначенная для поддержания
водного режима, дегазации и очистки теплоносителя в целях огра-
ничения наращивания активности долгоживущих изотопов, при-
месей, исключения возможности образования пробок от окислов и
других химических соединений, возникающих и переносимых в теп-
лоносителе, и предотвращения ухудшения теплосъема и теплопе-
редачи» [24]. Несмотря на применение в первом контуре коррози-
онно-стойких аустенитных сталей и циркониевых сплавов, в тепло-
носитель переходят продукты коррозии, которую удается регули-
ровать соответствующим подбором водно-химического режима.
Применение борного регулирования интенсифицирует процесс кор-
розии. Источником примесей в первом контуре является также
вода первичного заполнения и подпиточная вода, содержащие оп-
ределенное количество солей, а также случайные загрязнения, по-
падающие в контур в процессе монтажа и ремонта.
Система очистки, как правило, включает: циркуляционный бес-
сальниковый центробежный насос производительностью 10—
14 кг/с и напором 1,2—1,5 МПа, теплообменник-холодильник ионо-
обменных фильтров, катионитовый и анионитовый фильтры, тру-
бопроводы и арматуру. Вода отбирается на очистку с напора и
циркуляционным насосом системы подается в теплообменник, обес-
печивающий нормальную работу фильтров. Охлажденная вода по-
ступает последовательно на катионитовый, а затем на анионито-
вый фильтры и возвращается в реактор.
Система аварийного охлаждения активной зо-
н ы предназначается для обеспечения безопасного снятия остаточ-
ных тепловыделений с реактора при авариях, связанных с разры-
вом трубопроводов первого и второго контуров установки.
Основными критериями обеспечения аварийного расхолажива-
ния являются: исключение плавления оболочек твэлов при разры-
вах трубопроводов первого контура, включая мгновенный попереч-
ный разрыв главного циркуляционного трубопровода; создание и
7
поцдержание подкритичности активной зоны реактора; обеспече-
ние послеаварийного расхолаживания реактора.
Типовая система аварийного охлаждения активной зоны состо-
ит из двух узлов: пассивного и активного. Пассивный узел пред-
назначается для первоначального быстрого залива активной зоны
водой с добавкой борной кислоты при разрыве трубопровода пер-
вого контура, который приводит к быстрому падению давления и
обезвоживанию активной зоны. В него входят емкости САОЗ, со-
единенные трубопроводами с корпусом реактора. Одна половина
из них сообщается с выходом активной зоны, другая—с входом в
активную зону. На каждом трубопроводе от емкости к реактору
устанавливаются две нормально открытые быстрозапорные за-
движки, исключающие попадание азота из емкости в реактор при
срабатывании системы, и два обратных клапана, отсекающих ем-
кости САОЗ от реактора в процессе нормальной эксплуатации.
Активный узел САОЗ состоит из двух независимых контуров:
аварийного расхолаживания и аварийного впрыска бора. Контур
аварийного расхолаживания реактора предназначен для оасхола-
живания реактора после отработки пассивного узла САОЗ. Кроме
того, этот контур используется для планового расхолаживания ре-
актора по схеме: реактор-^теплообменник расхолаживания->на-
сос—^реактор. Контур аварийного расхолаживания включает насо-
сы и теплообменники аварийного расхолаживания, трубопроводы
и арматуру. Всас насосов соответствующей перекладкой арматуры
может подключаться к трем точкам: к баку аварийного запаса
раствора бора, к приямку реакторного помещения и к «горячему»
трубопроводу неотключаемой от реактора части контура. В ава-
рийном режиме контур осуществляет подачу воды в реактор над
и под активную зону из бака аварийного запаса раствора бора, а
после опустошения бака переходит на работу по схеме: реактор-^
-^приямок реакторного помещения->теплообменник расхолажива-
ния^насос->реактор.
Контур аварийного впрыска бора предназначен для создания
и поддержания подкритичности активной зоны, а также подпитки
при аварийном расхолаживании. А в его состав входят насосы
аварийного впрыска бора, бак запаса концентрированного раство-
ра бора, трубопроводы и арматура.
1.2.	Схемы АЭС с реакторами, охлаждаемыми жидким
металлом
Основной особенностью АЭС с реакторами-размножителями,
охлаждаемыми жидким металлом, является исключение возмож-
ности контакта радиоактивного жидкометаллического теплоносите-
ля с водой, для чего схему выполняют трехконтурной (с жидкоме-
таллическим промежуточным контуром).
Первый контур предназначается для снятия тепла с реактора
и передачи его теплоносителю второго контура. В качестве тепло-
носителя в первом и втором контурах, как правило, используется
8
Рис. 1.2. Схема циркуляции теплоносителя первого и второго контуров уста-
новки БН-350:
1 — реактор; 2 — промежуточный теплообменник; 3 — циркуляционный насос первого кон-
тура; 4 — пароперегреватель; 5 — выход перегретого пара; 6 — вход питательной воды;
7 — циркуляционный насос второго контура; 8 — испаритель парогенератора
натрий. Первый циркуляционный контур состоит из активной зоны
и зоны воспроизводства реактора, теплообменников и насосов, свя-
занных между собой каналами, по которым циркулирует тепло-
носитель.
На действующих и строящихся АЭС с реакторами, охлаждае-
мыми жидким металлом, применяются два конструкционных ва-
рианта первого контура. В одном варианте (рис. 1.2) контур цир-
куляции теплоносителя состоит из нескольких петель и оборудо-
вание располагается в индивидуальных корпусах, соединенных тру-
бопроводами; такая компоновка называется петлевой или контур-
ной. Во втором варианте все оборудование первого контура раз-
мещается в едином прочном корпусе — интегральная (баковая,
погружная) компоновка (рис. 1.3).
Циркуляция теплоносителя первого контура в установке БН-600
(интегральная компоновка) осуществляется тремя главными цир-
куляционными насосами, с напора которых по напорным трубопро-
водам Ду 600 натрий поступает в напорную камеру реактора, где
поток распределяется по тепловыделяющим сборкам активной зо-
ны и зоны воспроизводства. Часть расхода натрия из напорной
камеры поступает на охлаждение корпуса реактора, ячеек храни-
лища ТВС и внутрибаковой биологической защиты и собирается в
общей смесительной полости реактора.
Пройдя активную зону реактора, натрий с температурой 550 °C
поступает в шесть параллельно включенных промежуточных теп-
лообменников через кольцевой зазор в защите вокруг активной
зоны. Натрий первого контура проходит сверху вниз в межтруб-
ном пространстве теплообменников и выходит при температуре
377 °C, затем входит в три переливные камеры, откуда направля-
ется в насосы, которые подают его обратно в реактор.
9
Рис. 1.3. Принципиальная схема первого и второго контуров установки БН-600:
1 — реактор; 2 — активная зона; 3 — внутрикорпусная защита реактора; 4 — промежуточный теплообменник; 5 — циркуляционный насос пер-
вого контура; 6 — парогенератор; 7 — буферная емкость; 8 — циркуляционный насос второго контура
Уровень натрия в реакторе превышает уровень в баке насосов'
на величину гидравлических потерь на трассе реактор — насос. Га-
зовые объемы в реакторе и насосах сообщены между собой, запол-
нены инертным газом (аргоном) и выполняют роль газовых объ-
емов компенсаторов давления. Давление газа и уровень в баке на-
соса выбраны из условия создания противокавитационного подпо-
ра на колесе главных циркуляционных насосов. Напор главных
циркуляционных насосов определяется гидравлическими потерями
на трассе насос — выходная камера реактора и разностью высот-
ных отметок между колесом насоса и свободным уровнем в реак-
торе.
Нормальную работу первого контура обеспечивают вспомога-
тельные системы очистки, приготовления, хранения, подачи и прие-
ма натрия, газовая система первого контура, система охлаждения
выгружаемого топлива, система обогрева и т. д.
Система очистки натрия предназначается для контро-
ля и поддержания заданного качества теплоносителя. Необходи-
мость очистки жидкометаллического теплоносителя (в большин-
стве случаев имеют в виду очистку от кислорода) определяется^
главным образом, во-первых, возможностью забивания сечений
окислами, особенно узких проходов для теплоносителя (например,
в тепловыделяющих сборках с твэлами), во-вторых, повышенным
содержанием кислорода в натрии, что усиливает коррозию и уско-
ряет массоперенос. Система очистки включает в себя фильтры-
ловушки для очистки натрия, рекуператоры для уменьшения мощ-
ности холодильника фильтра-ловушки, вентили-индикаторы нали-
чия примесей и трубопроводы с арматурой. В зависимости от
принципиальной схемы первого контура циркуляция натрия через
фильтры-ловушки и вентили-индикаторы может осуществляться
за счет либо перепада, создаваемого ГЦН, либо специальных насо-
сов системы очистки.
Система приготовления и предварительной
очистки натрия служит для дополнительной очистки жид-
кого металла перед подачей его в контур. Поступающий на АЭС
натрий загружают в электрообогреваемые сливные баки и про-
пускают через холодные ловушки, пока содержание кислорода в
нем не станет меньше 0,005 %. Кислород непрерывно контроли-
руется индикаторами. Циркуляция натрия по схеме сливной бак —
холодная ловушка осуществляется обычно электромагнитными на-
сосами. Сливной бак трубопроводами связан с нижними точками
оборудования первого контура, а также с газовой системой.
Дренирование циркуляционного контура осуществляется са-
мотеком (за счет статического напора), заполнение — насо-
сами.
Большая химическая активность натрия по отношению к кис-
лороду воздуха обусловила применение инертного газа, исключаю-
щего непосредственный контакт расплавленного натрия с воздухом.
Все натриевые системы выполняются герметичными, а газовые
полости над теплоносителем заполняются осушенным и очищенным
11
от кислорода газом, не взаимодействующим с натрием при рабо-
чих температурах (аргон, гелий).
Аргон нашел наибольшее применение в реакторах. Он не взаи-
модействует с натрием и практически не растворяется в нем во
всем рабочем диапазоне температур. Аргон легко удерживается
в контуре, так как его плотность несколько больше, чем у воздуха,
что облегчает создание инертной атмосферы за счет поддува при
ремонтах или разуплотнения контура.
Газ, подаваемый в газовые подушки контуров, должен иметь
низкое содержание кислорода и влаги. Для очистки газа его про-
пускают через химически активные поглотители.
В состав газовой системы кроме газовых объемов реактора,
насосов и другого оборудования входят газовые баллоны-ресиверы
объемом 4—5 м3 при давлении до 20 МПа, ловушки паров натрия,
устанавливаемые на газовых линиях, сообщающиеся «горячие»
газовые объемы, система очистки газа.
Жидкометаллические теплоносители имеют температуру плав-
ления значительно выше комнатной (/ = 97,8°C). Поэтому для
обеспечения разогрева контуров перед заполнением натрием и
поддержания его в горячем состоянии служит система газового
разогрева, включающая газодувки, подогреватели, а также внут-
ренние и наружные камеры обогрева корпуса реактора и другого
оборудования. Обогрев вспомогательных систем с натрием осуще-
ствляется, как правило, электронагревательными элементами. Ох-
лаждение холодильников фильтров-ловушек производится воздухом
или сплавом натрий — калий.
Параметры первого контура контролируются системой, вклю-
чающей в себя ионизационные камеры, датчики температуры, дав-
ления, электромагнитные расходомеры, датчики числа оборотов
ГЦН, нагрузки, тока и напряжения на электродвигателях ГЦН
и на электромагнитных насосах. Главные циркуляционные насосы
обслуживаются масляной системой, в состав которой входят насо-
сы, холодильники, фильтры, трубопроводы с арматурой, система
контроля и управления.
Основной циркуляционный контур проектируется с учетом от-
вода остаточного тепла при всех аварийных ситуациях за счет ес-
тественной циркуляции по тракту реактор — теплообменник (с не-
которым повышением температуры натрия на выходе из активной
зоны).
Второй (промежуточный) контур предназначен для передачи
тепла от первого контура рабочему телу в парогенераторах. Вве-
дение промежуточного контура обусловлено соображениями без-
опасности, чтобы исключить возможный при аварийных ситуаци-
ях контакт высокоактивного натрия первого контура с рабочим
телом при межконтурной неплотности в парогенераторах. В состав
второго контура входят: циркуляционные насосы, промежуточные
теплообменники натрий — натрий, парогенераторы и вспомогатель-
ные системы, аналогичные системам первого контура.
В установке БН-600 теплоноситель с напора насосов второго
12
контура поступает в теплообменники натрий — натрий, нагревается
в них до 520 °C, затем направляется в парогенераторы, где, отда-
вая тепло рабочему телу, охлаждается до 322 °C. С целью исклю-
чения перетечек активного натрия в неактивный (в промежуточ-
ных теплообменниках) давление во втором контуре больше, чем
в первом. В системе компенсации давления используется аргон.
1.3.	Схемы АЭС с канальными реакторами
Особенностью канальных реакторов, работающих по однокон-
турной схеме, где в ядерном реакторе вырабатывается пар, явля-
ются сравнительная простота конструкции, жесткая взаимозависи-
мость всех характеристик компонентов энергетического оборудова-
ния блока, распространение радиоактивности по всем элементам
схемы блока и необходимость биологической защиты.
Принципиальная схема блока с канальным кипящим реакто-
ром РБМК-1000 и двумя турбогенераторами приведена на рис. 1.4.
Первый контур установки предназначен для подачи теплоноси-
теля в технологические каналы реактора для отвода генерируемо-
го тепла от тепловыделяющих сборок. Контур состоит из двух
аналогичных автономных петель: каждая отводит тепло от поло-
вины ТВС активной зоны. В каждую петлю входят два барабана-
сепаратора пара, соединенных перемычками по пару и воде; опуск-
ные трубопроводы; четыре главных циркуляционных насоса; вса-
сывающий коллектор и всасывающие трубопроводы ГЦН с арма-
турой; напорный коллектор и напорные трубопроводы ГЦН с ар-
матурой; байпас между всасывающим и напорным коллекторами
ГЦН; раздаточные групповые коллекторы с запорно-регулирую-
щими клапанами; трубы водяных коммуникаций; технологические
каналы; трубы пароводяных коммуникаций.
Вода из нижней части сепаратора по опускным трубам посту-
пает во всасывающий коллектор и затем всасывающие трубопро-
воды ГЦН. На всасывающих трубопроводах установлены запор-
ные задвижки. В период пуска, нормальной работы и начальный
период расхолаживания циркуляция осуществляется насосами, из
которых три работающих и один резервный.
От каждого ГЦН по напорным трубопроводам, на которых
последовательно установлены обратный клапан, запорная задвиж-
ка и дроссельный клапан с дистанционным управлением, теплоно-
ситель подается в напорный коллектор Ду 900 ГЦН, откуда через
22 раздаточных групповых коллектора Ду 295 поступает в трубо-
проводы водяной коммуникации. Расход через каждый технологи-
ческий канал устанавливается с помощью запорно-регулирующих
клапанов по показанию индивидуальных расходомеров. От напор-
ного коллектора отбирается часть воды на байпасную очистку.
Напорный коллектор сообщается по байпасу с всасывающим для
организации естественной циркуляции теплоносителя в случае
остановки ГЦН. На байпасе установлены две нормально открытые
задвижки и обратный клапан.
13

Рис. 1.4. Прин-
ципиальная
схема энерго-
блока с реак-
тором РБМК-
1000:
1 — реактор; 2—
ГЦН; 3 — вен-
тиляционная тру-
ба; 4 — сепара-
тор; 5 — бак
аварийной пи-
тательной воды:
6 — барботер; 7 —
турбогенер атор;
8 — деаэратор
К технологическим каналам теплоноситель поступает с темпе-
ратурой 270 °C. Омывая ТВС, вода нагревается до температуры
насыщения, частично испаряется, и пароводяная смесь с темпера-
турой 285 °C и давлением 7 МПа по индивидуальным трубопро-
водам пароводяных коммуникаций поступает в сепараторы пара.
В сепараторах пароводяная смесь разделяется на пар и воду. Кро-
ме того, в сепараторах содержится запас воды, который расходуется
на заполнение пароводяного тракта первого контура при резких
снижениях мощности реактора (отключение одной или двух тур-
бин, обесточивание собственных нужд блока). В целях обеспечен
ния минимальной разности уровней воды в двух соседних сепа-
раторах последние соединяются по водяному объему двумя и по
паровому объему — пятью перемычками. Уровень воды в сепара-
торах регулируется автоматически трехимпульсной системой, рабо^
тающей по сигналам изменения уровня воды в сепараторах, по
сигналам от расходомеров, установленных на паропроводах сепа-
ратора и на линиях подвода питательной воды.
Вода из сепаратора поступает в опускные трубопроводы, на
входе смешиваясь в специальных смесителях с питательной водой,
которая подается питательными насосами в сепаратор.
Насыщенный пар отводится из верхней части сепаратора по
паропроводам, каждая половина которых объединяется в паровой
коллектор, пар из которого направляется к одной из турбин, а от
второго — к другой, что обеспечивает равномерную нагрузку сепа-
ратора при работе блока как с двумя, так и с одной турбиной.
Питательная вода подается к каждой паре сепараторов от на-
порного коллектора питательных насосов. Питательная вода в сме-
сителях смешивается с водой, прошедшей байпасную очистку и
имеющей температуру 255 °C. Температура питательной воды на
входе в сепараторы 168 °C. На каждую пару сепараторов — одна ав-
тономная система регулирования расхода питательной воды, ко-
торая состоит из четырех параллельных ниток трубопроводов: трех
основных и одной байпасной. В номинальном режиме работы бло-
ка две нитки основные являются рабочими, одна — резервная. На
каждой основной нитке последовательно установлены запорная за-
движка, механический фильтр, клапан автоматического регулиро-
вания, обратный клапан, запорная задвижка. В механических
фильтрах улавливаются частицы размером не менее 0,1 мм. На
байпасной нитке, предназначенной для заполнения контура (пер-
вого) питательной водой, планово-предупредительного ремонта и
подачи питательной воды в сепараторы в период пуска и при ра-
боте реактора на малой мощности, установлены расходомер, меха-
нический фильтр, обратный клапан, запорная задвижка.
Система охлаждения продувочной воды и расхолаживания ре-
актора обеспечивает охлаждение до 50 °C продувочной воды, по-
ступающей на фильтры байпасной очистки в номинальном и пе-
реходных режимах работы блока, и расхолаживание реактора при
его плановой и аварийной остановке. В состав системы входят:
два насоса расхолаживания производительностью 220 кг/с и напо-
15
ром 1 МПа каждый; регенераторы и доохладители продувки; тру-
бопроводы и арматура контура охлаждения и продувки.
В номинальном режиме теплоноситель с температурой 284 °C
отбирается на байпасную очистку от напорных коллекторов ГЦН
с расходом по 28 кг/с от каждого коллектора и, минуя насосы,
подается в регенераторы, где охлаждается до 70 °C обратным то-
ком продувочной воды, прошедшей байпасную очистку. Очищен-
ная вода проходит регенераторы, где нагревается до 225 °C, и да-
лее поступает в смесители системы подачи и регулирования расхода
питательной воды, где смешивается с питательной водой и подается
в сепараторы.
При плановой или аварийной остановке реактор в начальный
период расхолаживается путем сброса пара из сепараторов в ком-
пенсаторы турбин или барботеры и технологические конденсаторы.
При снижении температуры первого контура до 180°C в работу
включаются два насоса расхолаживания. Теплоноситель забира-
ется из водяных перемычек сепараторов пара и, минуя регенера-
торы, поступает в доохладители продувки, где охлаждается до
50 °C, и по трубопроводам возврата питательной воды поступает
в смесители питательного узла. В доохладителях продувочная во-
да охлаждается водой промежуточного контура.
Система охлаждения каналов является замкнутым автономным
контуром. В номинальном режиме вода из главного циркуляцион-
ного резервуара емкостью 400 м3 забирается двумя рабочими насо-
сами и подается к теплообменникам, где охлаждается технической
водой до 40 °C. Из теплообменников циркуляционная вода пода-
ется в напорный коллектор, откуда распределяется по каналам
СУЗ, КД и отражателя. Из каналов вода через коллекторы слива-
ется под уровень в циркуляционный резервуар. При аварийном
обесточивании в течение 3 мин охлаждение каналов осуществля-
ется водой из бака аварийного запаса емкостью 100 м3, который
располагается выще напорного коллектора. САОЗ (система ава-
рийного охлаждения активной зоны) предназначена для охлажде-
ния активной зоны реактора в аварийных ситуациях, возникающих
в случае разгерметизации первого контура, включая разрыв напор-
ного коллектора Ду 900. В нее входят три взаимосвязанные под-
системы: основная, вспомогательная и подсистема длительного рас-
холаживания.
Основная подсистема служит для охлаждения вышедшей из
строя половины активной зоны при разрыве любого трубопровода
первого контура до момента включения в работу подсистемы дли-
тельного расхолаживания. Подсистема включает в себя гидробал-
лоны и подключенные к ним газовые баллоны для передавлива-
ния воды в реактор.
Основная и вспомогательная подсистемы обеспечивают аварий-
ное охлаждение активной зоны в течение 2 мин с момента разры-
ва. К этому времени включается подсистема длительного расхо-
лаживания, использующая специальные насосы САОЗ или ава-
рийные питательные насосы и штатные запасы воды в баках.
16
1.4. Схемы атомных станций теплоснабжения
Внедрение атомной энергии в сферу производства низкопотен-
циального тепла для отопления и горячего водоснабжения обуслов-
лено стремлением снизить долю расхода органического топлива и
тем самым внести вклад в решение экологической проблемы, свя-
занной с загрязнением атмосферы и нагревом водоемов.
Специфические условия размещения ACT выдвигают дополни-
тельные требования для обеспечения безопасности населения круп-
ных городов и потребителей тепла. Необходимость максимально
возможного приближения ACT к районам жилой застройки выте-
кает из требований достижения приемлемых экономических пока-
зателей из-за высокой стоимости магистральных трубопроводов
(несколько миллионов рублей на километр трассы).
Проведенные исследования показали, что в настоящее время
водо-водяные реакторы достаточно полно отвечают требованиям,
предъявляемым к атомным источникам теплоснабжения.
Использование низкого давления теплоносителя в основном
контуре (примерно на порядок ниже характерного для современ-
ных энергетических водяных реакторов) значительно снижает по-
тенциальную возможность аварии, связанной с разгерметизацией
контура.
АСТ-500 (рис. 1.5) работает по трехконтурной схеме (основной,
промежуточной и сетевой), при этом давление в промежуточном
контуре (1,2 МПа) ниже, чем в сетевом (1,6 МПа), что полностью
исключает протечки в сетевую воду, направляемую потребителю.
В ВвнтруВу	Азот
Азот
Рис. 1.5 Принципиальная схема АСТ-500:
1 — реакторная установка; 2 — компенсатор второго контура; 3 — сетевой подогреватель;
4 — деаэратор подпитки теплосети; 5 — система очистки воды второго контура; 6 — бассейн
выдержки; 7 — теплообменник аварийного расхолаживания; 8 — система очистки воды
первого контура; 9 — деаэратор первого контура .
17
Интегральная компоновка оборудования основного контура по-
зволяет избежать разветвленности контура, исключить применение
трубопроводов значительного диаметра. В основном контуре при-
нята естественная циркуляция теплоносителя, что существенно
повышает надежность охлаждения активной зоны, исключает из
рассмотрения аварийные ситуации, связанные с отказом цирку-
ляционных насосов, в том числе и при аварийном обесточивании
станции. Давление в реакторе обеспечивается и поддерживается
встроенной в корпус реактора паровой системой компенсации дав-
ления за счет частичного кипения теплоносителя в верхней части
активной зоны.
Система химического регулирования — борсодержащий раствор
применяется только в резервной системе аварийной остановки ре-
актора, что существенно упрощает схему ACT, уменьшает объемы
выбрасываемой в вентиляционную трубу реактивности и радиоак-
тивных отходов.
Для обеспечения безопасности при разрыве корпуса реактора
он целиком с верхним блоком заключается в наружный внешний
прочный корпус. Внешний корпус рассчитывается на все усилия,
возникающие при разрыве основного корпуса, и обеспечивает удер-
жание всего теплоносителя, что гарантирует постоянный залив ак-
тивной зоны теплоносителем, а также исключает выброс радио-
активности в помещение станции, а следовательно, и в окружаю-
щую среду.
В связи с тем, что весь основной циркуляционный контур распо-
ложен внутри «двойного» корпуса реактора, максимальный трубо-
провод, который может разгерметизироваться и привести к выбросу
радиоактивности теплоносителя первого контура в помещение
ACT, определяется вспомогательными системами подпитки-очистки
контура с максимальным диаметром 100 мм.
При рабочем давлении теплоносителя первого контура 1,6 МПа
обеспечивается полная компенсация утечки теплоносителя через
такой разрыв при незначительном динамическом отклонении пара-
метров установки. Спринклерные установки легко справляются с
конденсацией образовавшегося из вытекающего теплоносителя па-
ра, не давая повышаться давлению в помещениях ACT.
Промежуточный контур выполняется некипящим с принуди-
тельной циркуляцией. В состав промежуточного контура входят
также системы газовой компенсации, очистки, подпитки, а также
байпас аварийного отвода тепла.
1.5. Схемы высокотемпературных газоохлаждаемых установок
Создание высокотемпературных реакторов с гелиевым охлаждением явля-
ется перспективным направлением в атомной энергетике. Их отличительная
особенность — принципиальная возможность получения тепла с высокой темпе-
ратурой— свыше 1000 °C, что в настоящее время нельзя достигнуть в других
энергетических реакторах.
Благодаря высоким температурам газового теплоносителя на выходе из
18
Рис. 1.6. Одноконтурная схема ВТГР:
1 — реактор; 2 — регенератор; 3 — теплообменники; 4 — компрессоры; 5 — турбоагрегат
реактора, до 750—800 °C, при выработке электроэнергии могут быть использо-
ваны паровые турбины с современными высокими параметрами пара (/=
= 530<-580 °C; Р—17-4-24 МПа). Термический КПД таких АЭС составит 40—
43%.
В дальнейшем перспективен также переход на прямой газотрубный цикл
(рис. 1.6) с точки зрения как снижения капитальных затрат, так и повышения
маневренности АЭС и использования ее в регулируемом режиме.
В настоящее время основным направлением использования высокотемпе-
ратурных реакторов с гелиевым охлаждением является применение их в энер-
готехнологических установках для производства тепловой энергии. Анализ по-
казал, что для замены органического топлива ядерным горючим, осуществления
технологического процесса в различных отраслях народного хозяйства, в ко-
торых в виде тепла потребляется 70—80 % всей вырабатываемой энергии, на-
пример в наиболее энергоемких процессах химической и металлургической про-
мышленности, температура теплоносителя должна быть не ниже 950 °C. Такая
температура в ВТГР достижима, что открывает широкие возможности приме-
нения их в различных высокотемпературных процессах.
Опытно-промышленная атомная энерготехнологическая станция (АЭТС)*
ВГ-400 (рис. 1.7) предназначается для комбинированной выработки тепла и
электроэнергии. Гелиевый теплоноситель с температурой 950 °C отдает 360 МВт
тепла промежуточному контуру через высокотемпературный теплообменник,
охлаждаясь при этом до 750 °C. Затем гелий направляется в парогенератор и с
температурой 350 °C газодувкой подается в реактор. Тепло из промежуточного
контура передается в химико-технологическую часть, где может, например,
производиться до 100 т/сут. водорода. Пар из парогенератора направляется в
турбоагрегат для выработки электроэнергии.
Четыре парогенератора и четыре высокотемпературных теплообменника про-
межуточного контура расположены в полостях корпуса из предварительно
напряженного железобетона. В установке использована четырехпетлевая схема,
и в качестве аварийных петель и для расхолаживания установки предусмат-
ривается использовать основные петли первого контура реактора.
Система очистки теплоносителя. В качестве теплоносителя в ВТГР исполь-
Ш
S03;5ll2;02;H2 Промежуточная
м3/ч)
Гелии.
950 °C
900 °C
9 х 90
МВт (тепл)
\l
1000
МВт
(тепл)
350°0
д
ГЦГ
350и С
ГПК
Пар
НгЫ11,;ч90°1;
барабан-
сепаратор
Парогенератор
35(90)
МВт (тепл)
Термолизер
H25U4
'55 МВт (тепл)
2,6 МПа
Сепаратор
Турбоагрегат
Нм^ = 300 МВт(зл)
Нг504-80°С
Компрессор
H25D4;~£0oC Н2И04 mW
Электролизер
Н 2 s 0 4
^25 МВт (тепл)
S02;100°
Конденсатор
гцн
630
МВт (тепл)
Рис. 1.7. Принципиальная схема АЭТС ВГ-400

h
V
зуется гелий. Преимуществом гелия перед другими теплоносителями, приме-
няемыми в атомной энергетике, является его химическая инертность, благодаря
чему ядерное топливо и конструкционные материалы активной зоны могут ра-
ботать при высоких температурах.
Однофазность гелия в рабочем интервале температур исключает возмож-
ность резкого изменения охлаждения активной зоны, связанную с фазовыми
переходами в теплоносителе, вызванными колебаниями давления в любых воз-
можных пределах.' Гелий обладает хорошими ядерно-физическими свойствами:
он практически не поглощает нейтроны и не активизируется под облучением.
Явление сверхтекучести жидкого гелия и проверка герметичности контуров
гелиевым течеискателем вызвали широко распространенное ошибочное мнение
о высокой текучести гелия. Однако- существующие экспериментальные данные и
теоретические предпосылки говорят о том, что утечки гелия через различные
элементы конструкции меньше, чем, например, утечки азота, кислорода, воз-
духа. Тем не менее требования к утечкам гелия из реакторной установки
должны быть существенно более жесткими, чем для случая, когда в качестве
теплоносителя использовался бы, например, азот или углекислый газ. Это свя-
зано только с тем, что гелий мало распространен в природе в виде, удобном
для промышленной добычи, и его стоимость относительно велика.
Присутствие примесей в гелии в условиях высоких температур вызывает
химические реакции, ускоряющие коррозию твэлов и связанный с этим мас-
соперенос материалов, активной зоны в первом контуре. Источниками загряз-
нения гелия могут быть собственные примеси технического гелия (начальное
заполнение и последующая подпитка), воздух (при вскрытии контура для вы-
20
полнения ремонтных работ), твэлы и графит при нагреве и дегазации, тепло-
обменники и т. д.
Наличие в контуре продуктов деления накладывает на систему очистки
дополнительную нагрузку. Установка химической очистки состоит из окисли-
тельного блока, в котором происходит окисление Н2 и СО, а также связывание
кислорода. Затем охлажденный и осушенный гелий поступает в блок выдерж-
ки — сосуды, заполненные активированным углем, где происходит задержка
Хе и Кг на время, за которое распадаются их короткоживущие изотопы. В бло-
ке накапливаются Sr, Cs, I. От примесей Н2О и СО2 гелий очищается в цео-
литовых ловушках. На байпасе располагается низкотемпературная криогенная
установка для тонкой очистки гелия от долгоживущих изотопов Хе, Кг и не-
которых химических примесей.
ГЛАВА 2
ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЕ СБОРКИ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
2.1.	Тепловыделяющие элементы
Тепловыделяющий элемент (твэл)—сборочная единица ядер-
ного реактора или ТВС, предназначенная для размещения ядер-
ного топлива и (или) воспроизводящего ядерного материала в ак-
тивной зоне или зоне воспроизводства соответственно генерирова-
ния тепловой энергии и передачи ее теплоносителю, а также для
накопления вторичного ядерного топлива [24].
2.1.1.	Конструкционные особенности твэлов
Формы и геометрические размеры твэла определяются как ти-
пом реактора, так и возможностью использовать наиболее произ-
водительные методы изготовления их, т. е. технологичностью.
В настоящее время отработанной конструкцией твэлов для энер-
гетических реакторов во всем мире считается стержневая с топлив-
ным сердечником и металлической оболочкой. В ядерных реакто-
рах используются также пластинчатые, кольцевые, крестообраз-
ные, шаровые и другие сложные формы сечения твэлов (рис. 2.1).
Топливный сердечник изготовляется из делящегося материала
(235U, 233U, 239Ри), или из воспроизводящегося (238U, 232Th), либо
из различных их комбинаций.
Для изготовления сердечников твэлов используется металличе-
ское, керамическое и дисперсное топливо. В качестве металличе-
ского ядерного топлива используют уран, плутоний и их сплавы.
Широкое применение металлического топлива сдерживают следую-
, щие недостатки: ухудшение стабильности свойств при высокой тем-
пературе; при сравнительно низкой температуре имеет место фа-
зовый переход, в результате чего происходит распухание топлива.
Керамическое топливо — химическое соединение ядерного топ-
лива с кислородом, углеродом, азотом и т. п. Окисные соединения,
21
Рис. 2.1. Варианты сечений твэлов и их дистанционирования
нашедшие самое широкое распространение при изготовлении сер-
дечников твэлов, характеризуются высокой температурой плавле-
ния, высокой стойкостью, отсутствием фазовых переходов, что по-
зволяет повышать выгорание топлива. Температура плавления дву-
окиси урана составляет 2845, двуокиси плутония — 2400 °C.
Помимо окислов урана в настоящее время для реакторов на
быстрых нейтронах рассматривается применение карбидов, нитри-
дов и карбонитридов. В качестве топлива на основе карбидов ис-
пользуют карбид урана UC или смесь карбида урана и плутония
РиС — UC. Основная отличительная особенность топлива на осно-
ве карбидов по сравнению с окисным топливом заключается в том,
22
Рис. 2.2. Стержневой твэл:
1 — концевые детали; 2 — оболочка твэла; 3 — топливные таблетки
что концентрация металла в монокарбидных со-
единениях превышает 34%, что позволяет спроек-
тировать активную зону реактора с лучшими ядер-
ными характеристиками. Теплопроводность карби-
дов в несколько раз выше теплопроводности
окислов, что при равных диаметрах твэлов позво-
ляет снизить температуру в центре карбидного
топлива, и, несмотря на то, что температура плав-
ления карбидов на 200 °C ниже температуры плав-
ления окислов, можно получить более высокую
плотность энерговыделения на единицу массы
активной зоны. Однако использование карбидов в
качестве топлива сдерживают его недостатки: вос-
пламенение порошкообразного карбида на откры-
том воздухе; низкая теплопроводность между спе-
ченными таблетками, что вызывает необходимость
заполнения оболочки твэла промежуточным мате-
риалом.
В качестве топлива на основе нитридов можно
использовать нитрид урана, нитрид плутония, смесь
нитридов урана и плутония, но порошкообразные
нитриды воспламеняются аналогично карбидам,
и пока не отработан промышленный способ их про-
изводства.
Карбиды и нитриды характеризуются высоким
содержанием металла и высокой теплопровод-
ностью, что делает их перспективным ядерным топ-
ливом, особенно для быстрых реакторов, в связи
с уменьшением времени удвоения. Но карбиды
химически неустойчивы, а для нитридов не найден
метод промышленного производства. В настоящее
время разрабатывается ядерное топливо на основе
*5
твердого раствора карбидов и нитридов, которое
характеризуется хорошей стабильностью при высокой температуре
и хорошей кислотостойкостью.
Дисперсное топливо — гетерогенная смесь ядерного топлива С
не взаимодействующим с ним инертным разбавителем. Основным
преимуществом твэлов дисперсного типа является их повышенная
радиационная стойкость при длительной эксплуатации.
Оболочка твэлов предназначена для защиты материала ядер-
ного топлива от действия теплоносителя, предотвращения выноса
прод^тов деления из топлива, а также обеспечения механической
прочности твэла (рис. 2.2).
Форма оболочки и соотношение геометрических размеров долж-
ны обеспечивать ее устойчивость под действием перепада давления
23
теплоносителя и внутренней полости твэла, термических напряже-
ний, возможного распухания топливного сердечника, коррозионно-
го воздействия теплоносителя.
Оболочки твэлов большинства энергетических легководных и
тяжеловодных реакторов изготовляются из сплавов на основе цир-
кония по характеристикам, в наибольшей степени отвечающим ус-
ловиям работы материалов в этих реакторах. Разработка новых
циркониевых сплавов идет по пути повышения прочности, коррози-
онной стойкости и срока службы, понижения сечения поглощения
нейтронов и стоимости. Важной задачей является создание цир-
кониевых сплавов с повышенной жаропрочностью для рабочих тем-
ператур оболочек 350—550 °C.
Стержневые твэлы с топливом из двуокиси урана и оболочками
из сплавов циркония для реакторов на тепловых нейтронах усо-
вершенствуются по линии оптимизации конструкции и технологии
изготовления: увеличивается объем газосборника, компенсирующий
распухание и газовыделение топлива; твэл заполняется инертным
газом под давлением с целью компенсации давления, оказываемо-
го на оболочку теплоносителем; уменьшается различие в распре-
делении мощности по длине твэлов; уменьшается толщина обо-
лочек.
При конструировании твэлов для быстрых реакторов большое
внимание уделяется разработке жаропрочных сплавов для оболо-
чек, позволяющих повысить допустимые температуры, а следова-
тельно, и выгорание топлива. В настоящее время основным мате-
риалом опытных и опытно-промышленных быстрых реакторов слу-
жит аустенитная нержавеющая сталь. Для промышленных быстрых
реакторов разрабатываются новые конструкционные материалы с
повышенными жаропрочностью, сопротивлением радиационному
охрупчиванию, распуханию и коррозионной стойкостью. В то же
время исследуется влияние на коррозионную стойкость сталей в
натрии основных' и легирующих элементов, содержания примесей
в натрии, температуры, скорости, направления движения натрие-
вого потока, облучения быстрыми нейтронами. Выясняются влияние
легирующих элементов, термообработки, спектра нейтронов, ин-
тегрального потока нейтронов, механизм распухания, прочностные
и пластические характеристики.
Основные улучшения характеристик, применяемых в энерге-
тических реакторах твэлов, особенно для быстрых реакторов, пред-
полагается получить за счет усовершенствования ядерного топли-
ва и материалов оболочек твэлов.
2.1.2.	Дистанционирование твэлов
Для обеспечения более равномерного расхода теплоносителя
вдоль твэлов, исключения вибраций в пучке твэлов и касания обо-
лочек соседних твэлов друг с другом применяются дистанциони-
рующие устройства. Распространены две системы для фиксации
и дистанционирования стержневых твэлов в ТВС: одна с прово-
24
лочной обмоткой (как правило, для быстрых реакторов), в кото-
рой одна или более проволок обвиваются вокруг твэла по спирали
с постоянным шагом и крепятся к верхним и нижним концевым
деталям твэла. Поперечная поддержка каждого твэла осуществля-
ется через проволоку ближайшими соседними твэлами, и только
твэлы внешнего ряда непосредственно опираются на чехол кассе-
ты. Другая — с дистанционирующими решетками, обеспечивающая
поддержку каждого отдельного твэла. Дистанционирующие решетки
располагаются через определенные интервалы по длине ТВС. При
оценке необходимого количества опорных точек (дистанционирую-
щих решеток) определяющими факторами являются тепловой из-
гиб и вибрация твэлов. Неодинаковое распределение потока тепло-
носителя в проходах, различие в его температуре или форме стерж-
невого твэла приводят к возникновению неоднородной температуры
по периметру оболочки твэла и как следствие к тепловому изгибу.
Изгибание твэлов вызывает еще большее увеличение неоднородно-
сти распределения потока и теплообмена, а следовательно, спо-
собствует дальнейшему увеличению стрелы прогиба. Такой изгиб
при определенном соотношении длины не имеющих опор участков
твэлов и их линейной мощности может прекратиться лишь в ре-
зультате касания соседних твэлов друг с другом или же с элемен-
тами конструкции тепловыделяющей сборки. На устойчивость твэ-
ла к изгибу также влияет зазор между твэлом и дистанционирую-
щей решеткой (зазор предназначен для компенсации увеличения
диаметра твэла). Количество дистанционирующих решеток в ТВС
определяется в зависимости от типа реактора, геометрических ха-
рактеристик твэла и массы сборки, а также других факторов кон-
кретной конструкции.
При применении проволочного дистанционирования необходимо
учитывать опасность, связанную с неодинаковым термическим рас-
ширением и распуханием твэлов и навитой проволоки. Проблема
заключается в обеспечении достаточных зазоров при монтаже пуч-
ка твэлов и в компенсации неодинакового тёрмического расшире-
ния и распухания узлов конструкции ТВС. Если зазор выбрать
слишком большим, то это приведет к вибрациям, особенно в пер-
вые моменты после загрузки. Если же выбранные зазоры малы,
то неодинаковое термическое расширение будет компенсироваться
за счет вдавливания навитой проволоки в опорных точках, проги-
ба твэлов на участках между этими точками. Так же как и в слу-
чае дистанционирования решетками, предъявляется требование
сохранения геометрии внутренних каналов для прохода теплоно-
сителя, что влечет за собой необходимость соблюдения правиль-
ных радиальных размеров в пучке твэлов и расстояния между
опорными точками по длине твэла, которое определяется также
, для конкретных конструкций.
При конструировании необходимо учитывать также, что в про-
цессе эксплуатации шаг проволочной сетки может меняться в слу-
чае неплотной навивки. Если увеличить силу натяжения при на-
мотке проволоки на твэлы, последние могут искривляться. Кроме
того, при навивке проволоки закрепляют
только верхний и нижний концы, поэто-
му проволока может разорваться и на-
рушить дистанционирование.
Основное преимущество проволоч-
ного дистанционирования (рис. 2.3) за-
ключается в простоте изготовления и не-
значительной потере давления тепло-
носителя.
Существует большое разнообразие
конструкций и технологий изготовления
дистанционирующих решеток (рис. 2.4),
разработанных для различных реакто-
ров. Плоские решетки с рассверленными
отверстиями для крепления твэлов и про-
хода теплоносителя просты в изготовле-
нии; фигурные, свариваемые из отдель-
ных ячеек, обеспечивающих фиксацию
Рис. 2.3. Схема проволоч-
ного дистанционирования
твэлов
Рис. 2.4. Дистанционирующие решетки:
а — пластинчатая; б — ячеистая
26
твэлов за счет пружинного эффекта, достаточно трудоёмки в изго-
товлении; решетки, собираемые из взаимно перекрещивающихся
прямых полос, образуют ячейки для твэлов. Недостаток всех ди-
станционирующих решеток заключается в больших затратах на их
изготовление, более высоком гидравлическом сопротивлении по
сравнению с проволочным дистанционированием. В то же время
решетки решают проблему, связанную с необходимостью установ-
ления зазоров между твэлами в начальный период кампании, за
счет пружинного эффекта в каждой ячейке рещетки.
Дистанционирование стержневых твэлов в ТВС кроме прово-
лочных навивок и решеток осуществляется и другими способами.
Твэлы больших диаметров (14—16 мм) дистанционируются за
счет ребристых оболочек, а также специальными дистанционными
ребрами, приваренными к оболочке твэлов. Ребра на оболочке
располагаются по винтовой линии. Для твэлов диаметром 6—9 мм,
наиболее распространенных в активных зонах промышленных
энергетических реакторов, технология изготовления ребристых обо-
лочек недостаточно отработана.
Представляет интерес твэл, имеющий в сечений крестообразную
форму, ребра которого закручены по винтовой линии с определен-
ным шагом и дистанционирование производится за счет касания
ребра по ребру. Применение таких твэлов позволяет примерно в
2,4 раза увеличить поверхность теплосъема в сборке, а следова-
тельно, и мощность реактора.
2.1.3.	Крепление твэлов в ТВС
Для крепления стержневых твэлов в ТВС обычно используется
каркас, состоящий из концевых и дистанционирующих решеток,
несущего стержня, продольных соединительных элементов и объ-
емных втулок.
Несущая концевая решетка, расположенная вверху или внизу
ТВС, служит для жесткого закрепления твэлов в специальных
ячейках, а также выравнивания потока теплоносителя по сечению
сборки. Существуют различные способы фиксации твэлов в кон-
цевых решетках (рис. 2.5). При выборе способа крепления твэлов
необходимо обращать внимание на надежность фиксации их во
время эксплуатации, а также технологичность сборки кассеты. Ши-
рокое распространение получил способ закрепления твэлов шплин-
товкой различного конструкционного исполнения; на многих ре-
акторах концевики твэлов, проходящих через несущую решетку,
обжимают втулками (см. рис. 2.15).
Представляет интерес фиксация твэлов в ТВС при помощи
«гребенок» (рис. 2.6). На каждую «гребенку» в зависимости от се-
чения крепят определенное количество твэлов. Концевики твэлов
обжимаются двумя пластинками «гребенки» и соединяются точеч-
ной сваркой; «гребенку» можно вставить в прорези концевиков
твэлов, концы которых обжать в окнах «гребенки» и сварить. Су-
27
Рис. 2.5. Крепление твэлов в ТВС:
1 — твэл; 2 — опорная решетка; 3 — шплинтую-
щая проволока; 4 — циркониевый чехол ТВС;
5 — стальной хвостовик > ТВС; 6 — крепежный
винт
ществует также конструкция креп-
ления твэлов и «гребенки» типа
«ласточкина хвоста». Затем «гре-
бенки» с определенным шагом
вставляются в прорези хвостовика
или головки ТВС и там закрепля-
ются неподвижно. Такой способ
фиксации твэлов в кассете может
позволить полностью механизиро-
вать один из трудоемких процессов
закрепления твэлов, а отсутствие
концевой решетки уменьшает также
гидравлическое сопротивление ТВС.
Дистанционирующие решетки
служат для равномерного разме-
щения твэлов в поперечном сечении
по всей длине ТВС. Решетки рас-
полагаются равномерно с интерва-
лом 150—450 мм. Продольные со-
единительные элементы служат для
соединения и закрепления дистан-
ционирующих и несущей решеток в
единый каркас, который в свою
очередь неподвижно закрепляется
в ТВС. В зависимости от типа реак-
тора соединительные элементы мо-
гут быть выполнены в виде стерж-
ня или трубки, проходящих в цент-
ре сборки; трубка также может
служить направляющим каналом для различных датчиков внутри-
реакторного контроля. Широко распространено крепление реше-
ток на направляющих каналах поглощающих элементов или на
стержнях с выгорающим поглотителем. Каналы могут и обычно
располагаются по концентрическим окружностям в сечении ТВС,
и решетки надежно закрепляются в строго определенном поло-
жении.
Крестообразные твэлы, твэлы с ребристыми оболочками, твэ-
лы с проволочным дистанционированием крепятся в ТВС с по-
мощью только двух концевых решеток, одна из которых служит
для неподвижной фиксации концевиков твэлов, другая является
направляющей. Решетки неподвижно закрепляются в головке и
хвостовике кассеты. Такой способ дистанционирования и крепле-
ния значительно уменьшает количество конструкционного материа-
ла в активной зоне.
28
Рис. 2.6. Конструкционная
схема фиксации твэлов в
ТВС при помощи «гре-
бенок»:
1 — пластинка «гребенки»; 2 —
несущая пластинка «гребен-
ки» ; 3 — твэл; 4 — «гребенка»;
5 — хвостовик (головка ТВС)
2.1.4.	Технологическая схема изготовления твэлов
Технология изготовления ядерного топлива для реакторов АЭС достаточно
отработана. Ядерное топливо производится на предприятиях, технологический
цикл которых включает все стадии, начиная от изготовления порошка и таб-
леток и кончая изготовлением твэлов и ТВС.
Спеченная из порошка UO2 таблетка должна соответствовать определен-
ным качественным показателям: заданный химический состав таблеток и со-
держание в них влаги после спекания, а также их физические свойства; со-
держание 235U, плотность, микропористость, площадь поверхности; геометри-
ческие размеры, размеры зерен и т. д.
Оболочки твэлов в процессе эксплуатации подвергаются воздействию фи-
зических, химических и механических факторов. Оболочка должна быть проч-
ной и пластичной, обеспечивать длительную и надежную эксплуатацию твэлов.
Это определяет высокие требования, которые предъявляются к качеству труб
для оболочек твэлов в отношении коррозионной стойкости, размерной ста-
бильности и т. д.
Изготовление твэлов начинают с формирования топливного сердечника,
для чего таблетки, прошедшие всесторонний контроль, размещают столбиками
заданной высоты, равной высоте ^активной части твэла. Контроль топливного
сердечника является наименее автоматизированной операцией из всего техно-
логического цикла. Измерение сердечника, регистрацию его веса, обогащения
осуществляет оператор. После приварки к оболочке нижней заглушки вручную
или автоматически загружают топливный сердечник. Движение таблеток внутрь
оболочки осуществляется по специальным желобам, установленным наклонно.
29
Операция ручной загрузки таблеток очень трудоемка. Автоматическая машина
для набора таблеток в топливный сердечник достаточно сложна, она имеет
несколько каналов загрузки, которая производится на наклонном столе с по-
мощью вибраторов. Заполнение твэла фиксируется световыми указателями.
Количество 235U в ^вэле должно, соответствовать спецификации. Поскольку
масса таблеток имеет разброс, общая масса топливного сердечника контроли-
руется на весах.
При ручной загрузке топливного сердечника одновременно заполняются
таблетками несколько оболочек. Загрузка осуществляется через отверстие в
защитной перегородке, разделяющей «активную» и «неактивную» части твэла.
После заполнения оболочек таблетками негерметизированные твэлы на-
гревают в вакууме при температуре более 800 °C для удаления влаги и лету-
чих компонентов, после чего твэлы охлаждают и заполняют инертным газом.
Концевые заглушки твэлов запрессовывают в облочку с помощью пресса. За-
глушка обычно заходит в оболочку приблизительно на длину, равную ее диа-
метру. Трубы, используемые для оболочек твэлов, перед приваркой заглушек
повторно контролируют, поскольку любые дефекты потенциально ослабляют
оболочки.
При контроле оболочки выявляют следующие дефекты: метрологические —
отклонения от номинальных размеров, выходящие за пределы допусков; раз-
мерные— искажения геометрии трубы (вмятины от ударов, овальность, слу-
чайное сплющивание и т. д.); металлургические — дефекты, влияющие на
структуру трубы (включения металлические, неметаллические, трещины, кор-
розионные пятна). Контроль осуществляется на специальных установках не-
разрушающего контроля труб, позволяющих одновременно производить дефек-
тоскопию и контролировать геометрические размеры. После контроля трубы
производится сварка оболочки с заглушками.
Для выделяющихся при облучении твэлов газообразных продуктов деле-
ния и компенсации температурного удлинения сердечника в торцевой части
твэла (обычно верхней) оставляют свободный объем. Наличие газосборникд
в твэлах позволяет несколько ослабить требования, предъявляемые к размеру
топливного сердечника в продольном направлении, и допуск на длину сер-
дечника устанавливается равным высоте одной таблетки.
Важной операцией при изготовлении твэлов является создание внутри
твэла давления инертного газа. Твэлы заполняют инертным газом под давле-
нием в камере для сварки, после чего приваривают верхнюю заглушку. Вво-
димый в камеру инертный газ одновременно создает требуемую инертную ат-
мосферу при сварке.
На заводе фирмы «Бабкок энд Уилкокс» (США) оболочку с приваренной
нижней заглушкой заполняют топливными таблетками, затем приваривают вто-
рую заглушку. После этого в заглушке твэла лазером просверливают узкое
отверстие диаметром 0,05—0,5 мм; сверление производится в вакуумной ка-
мере. Твэлы с отверстиями загружают в вакуумную камеру для отжига с
целью удаления влаги и других летучих компонентов. Далее из камеры отка-
чивают воздух, заполняют ее инертным газом и нагревают в течение опреде-
ленного времени. После охлаждения твэлы помещают в камеру, которая за-
полняется инертным газом под давлением, и производят заварку отверстия в
заглушке с использованием лазера.
Загрязнения с готовых твэлов удалят путем простого и электролитиче-
30
ского травления. Затем производится визуальный контроль и контроль сварных
швов для установления отсутствия на поверхности раковин, заусенцев и других
дефектов, контроль прямолинейности твэлов (искривлений, прогиба) по при-
леганию к проверочной плите, взвешивание твэла с целью определения коли-
чества урана и автоматическая маркировка с указанием обогащения. Готовые
твэлы хранятся или отправляются непосредственно на участок изготовления
ТВС.
2.2. Тепловыделяющие сборки
Тепловыделяющая сборка ядерного реактора (ТВС)—сбороч-
ная единица ядерного реактора из тепловыделяющих элементов,
устанавливаемая в ядерный реактор для генерирования тепловой
энергии, обеспечения теплосъема и (или) накопления вторичного
ядерного топлива.
Тепловыделяющая сборка ядерного реактора может включать
в себя помимо тепловыделяющих элементов поглощающие элемен-
ты, сборочные единицы и детали [24].
2.2.1.	Конструкции ТВС водо-водяных энергетических
реакторов
В настоящее время твэлы водо-водяных энергетических реак-
торов в основном стандартизированы. Обычно используются ТВС
с твэлами стержневого типа, которые отличаются размерами (дли-
ной, диаметром, толщиной, оболочкой) и начальным давлением
внутри твэла. В качестве топлива используется слабообогащенная
двуокись урана, материалом оболочки служат циркониевые спла-
вы.
В отличие от твэлов конструкции ТВС в разных типах реакто-
ров различаются, так как зависят от конструкции реактора в це-
лом. ТВС могут иметь круглое, квадратное или шестигранное се-
чение.
ТВС круглого сечения состоит из активной части и подвески
(рис. 2.7). В активной части ТВС находятся твэлы, размещенные
в определенном порядке и образующие правильную геометриче-
скую решетку. Активная часть внизу заканчивается хвостовиком,
обеспечивающим установку крепления и дистанционирования ТВС
в реакторе, а также подачу теплоносителя к твэлам при нижнем
подводе теплоносителя [24]. Подвеска предназначена для крепле-
ния ТВС в верхней решетке, направления потока теплоносителя и
извлечения кассеты из активной зоны. Подвеска представляет со-
бой тонкостенную трубу, заглушенную с верхнего торца. На ниж-
нем конце имеется резьба для соединения подвески с активной
частью. В верхней части трубы находятся окна для прохода теп-
лоносителя. К заглушенному торцу трубы подвески приварен фла-
нец, в котором ТВС опирается на верхнюю решетку корзины ре-
актора. Поджатие ТВС к решетке производится обычно крышкой
реактора через наконечник и пружину.
31
ТВС круглого сечения
Рис. 2.8. ТВС ВВЭР-440:
1 — под пружинные	штыри;
гранный чехол; 4 — центральная
дистанционирующие решетки;
штырь
2 — головка; 3 — шести-
трубка; 5 — твэл; 6 —
7 — хвостовик; 8 —
Рис. 2.7. Активная часть
1 — подвеска ТВС; 2 — чехол ТВС; 3 — твэл; 4 — ди-
станционирующая решетка; 5 — центральный стер-
жень; 6 — хвостовик ТВС; 7 — дроссельная шайба
Активная зона реакторов современных действующих и проектируемых АЭС
собирается из шестигранных или квадратных ТВС. ТВС отечественных опытно-
промышленных реакторов ВВЭР-210, ВВЭР-365 и серийных реакторов ВВЭР-440
(рис. 2.8) состоят в основном из следующих элементов: пучка твэлов с ди-
станционирующими решетками; шестигранного чехла ТВС, служащего для фор-
32
мирования потока теплоносителя внутри ТВС и связывающего в единое целое
все части ТВС ядерного реактора: тепловыделяющие элементы, головку, хво-
стовик; цилиндрического хвостовика, предназначенного для установки в от-
верстие днища корзины; головки ТВС, предназначенной для обеспечения воз-
можности захвата ТВС при перегрузке и транспортировке.
Стержневой твэл состоит из активного объема ядерного топлива в виде
слабообогащенной UO2 (содержание 235U составляет 2—3,3 %) и тонкой обо-
лочки из циркониевого сплава Zr+1 % Nb, в которую он заключен. Толщина
оболочки из-за условий минимального поглощения нейтронов равна 0,6—0,65 мм.
Между топливом и оболочкой имеется зазор, заполненный гелием.
Ниже приведены основные характеристики ТВС ВВЭР-210 (первая колон-
ка) и ВВЭР-365 и ВВЭР-440 (вторая колонка).
Диаметр твэла, мм................,...................... 10,2
Шаг расположения твэлов в треугольной решетке пучка,
мм....................................................... 14,3
Толщина оболочки твэла, мм............................... 0,6
Диаметр сквозного отверстия в центре топливных табле-
ток, мм.............................................. —
Высота столба топливных таблеток, мм.................... 2505
Плотность топливных таблеток из UO2, кг/м3...........10,2-10—3
Количество 235U в одном твэле, кг....................... 1,45
Загрузка урана в ТВС (в пересчете на уран), кг ... .	115
Загрузка двуокиси урана в ТВС, кг........................ 131
Обогащение топлива, %	  2
Концентрация выгорающего поглотителя (естественного
бора) в чехле ТВС, %.................................... 0,07
Количество естественного бора в чехле ТВС, кг ....	0,015
Количество твэлов в ТВС................................... 90
Количество стержней с выгорающим поглотителем в ТВС —
Концентрация естественного бора в СВП, %................... —
Количество естественного бора в одном СВП, кг ... .	—
Размер шестигранных кассет «под ключ», мм................ 144
Толщина чехла ТВС, мм...................................... 2
Тип дистанционирующей решетки.......................... Сотовая
Длина ТВС, мм........................................ 3200
Полная поверхность теплоотдачи от твэлов реактора, м2 2505
Масса ТВС, кг...........................................  196,6
9,1
12,2
0,65
1,4-1,6
2420
10,2-10—3
1,06
112
127
3,3
120
6
0,5—1,0
0,005
144
2
Сотовая
3200
2960
220
Твэлы ВВЭР-210 имеют наружный диаметр 10,2, толщину оболочки 0,6,
высоту столба таблеток топлива 2505 мм. С целью увеличения единичной мощ-
ности реактора без изменения габаритов активной зоны, а также улучшения
эксплуатационных характеристик твэлов для ВВЭР-365 и ВВЭР-440 был раз-
работан твэл с наружным диаметром 9,1, толщиной оболочки 0,65 и высотой
столба таблеток топлива 2420 мм. Уменьшение высоты топлива вызвано необ-
ходимостью обеспечить компенсационный зазор для сбора газообразных про-
дуктов деления, образующихся при облучении твэлов в реакторе или, как его
называют, газосборник. Газосборник одновременно служит для компенсации
увеличения длины топливного сердечника, происходящего при его распухании.
Для фиксации топливного столба в газосборнике вставляют пружину. В таблет-
ках топлива ВВЭР-365, ВВЭР-440 просверлено центральное отверстие диамет-
ром 1,4—1,6 мм для снижения температуры в центре сердечника и уменьше-
2 Зак. 1986
33
оиомилниги расплавления центральной области в процессе
работы. С верхнего и нижнего концов твэлы герметически закрыты заглуш-
ками.
Тепловыделяющая сборка ВВЭР-210 собирается из 90 твэлов, которые
располагаются по треугольной решетке с шагом 14,3 мм, ^а ТВС ВВЭР-440 —
из 126 твэлов с шагом 12,2 мм. Каркас тепловыделяющей сборки, объединяю-
щей твэлы, состоит из центральной циркониевой трубы с механически закреп-
ленными на ней десятью дистанционирующими решетками сотового типа из
нержавеющей стали. В ТВС реактора ВВЭР-210 дистанционирующие решетки
изготовлены из циркониевого сплава четырехъярусной конструкции. Сотовый
тип дистанционирующих решеток позволил снизить гидравлическое сопротивле-
ние ТВС. Твэлы крепятся и жестко фиксируются только в нижней несущей
решетке, верхняя решетка позволяет им продольно перемещаться для компен-
сации термических расширений. Центральная труба кроме крепления на ней
дистанционирующих решеток служит для размещения внутри измерительного
канала, представляющего собой трубку с заглушенным нижним концом из
нержавеющей стали наружным диаметром 8 мм. В головке ТВС находятся
подпружинные штыри, компенсирующие температурные расширения сборки.
Ориентация тепловыделяющей сборки в плане определяется посадкой в паз
днища шахты штыря на цилиндрическом хвостовике сборки. Пучок твэлов
помещается в шестигранный чехол из сплава Zr + 2,5 % Nb толщиной 2 мм и
размером «под ключ» 144 мм. В ТВС ВВЭР-210 циркониевый чехол содержит
0,07 % естественного бора в качестве выгорающего поглотителя. Выгорающий
поглотитель в кассетах ВВЭР-440 находится в поглощающих элементах (пэ-
лах). Пэл имеет такие же размеры, как и твэл, но вместо двуокиси урана
содержит борированный цирконий с содержанием бора 0,5—1,0 %.
В реакторах, активная зона которых набрана из чехловых ТВС любого
сечения, производится профилирование расхода теплоносителя для обеспечения
более равномерного подогрева воды в кассетах. В реакторах ВВЭР-440 про-
филирование расхода осуществляется постановкой дроссельных шайб в хво-
стовик ТВС в двух зонах — центральной и периферийной. В реакторах
ВВЭР-210, ВВЭР-365 и ВВЭР-440 компенсация реактивности проводится двухъ-
ярусными органами регулирования — подвижными ТВС, у которых топливные
сборки сочленены е поглотителями из бористого сплава, хорошо поглощающего
нейтроны.
Системы механических органов СУЗ (кассеты СУЗ) унифицированы и на-
зываются кассетами АРК; они выполняют следующие функции: обеспечение
аварийных и плановых остановок реактора путем быстрого вывода из актив-
ной зоны тепловыделяющей части и ввода поглотителя; регулировка мощности
реактора с целью поддержания заданного уровня и перехода с одного уровня
мощности на другой; компенсация медленных изменений реактивности посред-
ством частичного или полного введения в активную зону реактора делящегося
материала.
При введении ТВС АРК поглотитель выходит из активной зоны, а его-
место занимает тепловыделяющая сборка. Подъем ТВС СУЗ высвобождает
реактивность реактора за счет как уменьшения поглощения нейтронов, так и
увеличения топлива в активной зоне. Поглощающая надставка представляет
собой шестигранный чехол из нержавеющей стали с «черными» для тепловых
нейтронов стенками. Внутри чехла размещены вкладыши из борированной ста-
34
ли, которые поглощают тепловые и частично эпитепловые нейтроны. Наличие
воды внутри поглотителя усиливает поглощающий эффект кассеты. Погло*
титель СУЗ служит как бы ловушкой нейтронов, быстрые нейтроны замед-
ляются в воде и поглощаются бором, не выходя за пределы поглотителя;
тепловые нейтроны при прохождении через стенки поглотителя поглощаются в
борированных вкладышах. При извлечении всей кассеты из активной зоны
остается шестигранная водяная полость, которая также выполняет роль ло-
вушки нейтронов с 70 %-ной эффективностью поглотителя СУЗ. Этот эффект
используется при перегрузке топлива: перед выгрузкой ТВС АРК вокруг нее
извлекают две-три рабочие ТВС для создания водяных полостей, которые не-
сколько компенсируют выгрузку поглотителя из активной зоны. Эффективность
ТВС СУЗ во многом зависит от их расположения в активной зоне. По мере
выгорания топлива в активной зоне и изотопа 10В в поглощающих надставках
эффективность ТВС меняется. В активной зоне последних модификаций
ВВЭР-440 находится 37 ТВС СУЗ, которые располагаются с большим шагом
и смещены к периферии активной зоны.
Конструкция ТВС АРК представляет сочленение ТВС (рис 2.9) и погло-
щающей надставки (рис. 2.10). Конструкционно ТВС СУЗ выполнены анало-
гично рабочим кассетам. Головка и хвостовик ТВС АРК отличаются по на-
значению и конструкции от головки и хвостовика рабочих ТВС. Головка ТВС
АРК служит для соединения с поглощающей надставкой, в ней отсутствуют
подпружинные штыри и находится устройство для соединения. Хвостовики
ТВС АРК имеют демпфирующее устройство, представляющее собой цилиндри-
ческую трубу, имеющую радиальные отверстия и заглушенную в верхней части.
Общая длина ТВС АРК в сборе 5700 мм, масса около 300 кг.
г * Чехловые перфорированные ТВС ВВЭР. Переход от опытно-
; промышленных и серийных реакторов средней мощности к реак-
торам большой мощности ВВЭР-1000 проходил в основном за счет
повышения эффективности использования внутрикорпусного объ-
ема, что выразилось в увеличении общей длины и поверхности
твэлов. Увеличение мощности достигается также уменьшением
неравномерности тепловыделения в активной зоне, повышением рас-
хода теплоносителя через активную зону и ростом рабочего дав-
ления. Эффективность использования внутрикорпусного объема
заключается также в переходе на одноярусные пучки поглощаю-
щих стержней в сочетании с химическим способом регулирования.
Все мероприятия по повышению мощности реактора потребовали
прежде всего изменения конструкции тепловыделяющей сборки.
ТВС ВВЭР-1000 имеет большие габариты по сравнению с ТВС
ВВЭР-440 и содержит 317 твэлдв стандартного диаметра, разме-
щенных по треугольной решетке.
Ниже приведены характеристики твэлов ВВЭР-1000:
Размер оболочки твэлов, мм....................................... 9,1X0,65
Диаметр топливной таблетки, мм...................................... 7,53
Диаметр осевого отверстия в топливной таблетке, мм................... 1,4
Обогащение топлива, %
в двухлетнем цикле....................•.......................... 3,3
в трехлетием цикле............•.................................. 4,4
Масса загрузки UO2 в одном твэле, кг..............................'	1,565
2*
35
-«—Рис. 2.9. ТВС АРК ВВЭР-440:
1 — головка с захватом под при-
вод; 2 — твэл; 3 — дистанционирую-
щая решетка; 4 — шестигранный
чехол; 5 — хвостовик с цилиндром
для демпфера
Рис. 2.10. Поглощающая над-
ставка ТВС АРК:
1 — отверстия для прохода воды;
2 — шестигранная труба; 3 — вкла-
дыш из бористой стали; 4 — хво-
стовик; 5 — ТВС
Наружный чехол ТВС * имеет перфорацию по всей длине ак-
тивной зоны с целью организации перемешивания теплоносителя
и выравнивания энтальпии по сечению активной зоны. Перфори-
рованный чехол ТВС повышает также надежность охлаждения
каждой ТВС в отдельности и активной зоны в целом в аварийных
режимах, связанных с большой течью теплоносителя или частич-
отсутствует.
* Только в V блоке НВ АЭС, в остальных реакторах этого
класса чехол
36
ным уменьшением проходного сечения ТВС. Перфорация занимает
25 % поверхности чехла; форма, площадь и расположение пазов
на гранях выбираются из условия продольной устойчивости чехла
и всей ТВС, так как чехол является основным силовым каркасом
тепловыделяющей сборки. Пазы на гранях располагаются несим-
метрично, что позволяет уменьшить вероятность застревания ТВС
при перегрузке, а также снижает прямое воздействие потока теп-
лоносителя на твэлы соседних ТВС. Отверстия, соединяющие вну-
треннюю полость чехла с объемом между ТВС, не позволяют ор-
ганизовать гидравлическое профилирование активной зоны. В ак-
тивной зоне ВВЭР-1000 принято^физическое профилирование, т. е.
профилирование размножающих свойств по сечению активной зо-
ны и ТВС. Профилирование по сечению активной зоны, т. е. сни-
жение неравномерности тепловыделения, достигается оптимальным
размещением ТВС различного обогащения в реакторе. Увеличение
обогащения и размеров ТВС ВВЭР-1000 повышает неравномер-
ность тепловыделения в ней. Например, в ТВС с топливом 4,41 %
обогащения, коэффициент неравномерности для твэлов равен 1,22.
Но благодаря постановке в периферийных рядах и в угловых ме-
стах следующего ряда твэлов топлива с 3,6 % обогащения коэф-
фициент неравномерности снижается до 1,16. Профилирование раз-
множающих свойств можно выполнить за счет добавки выгораю-
щего поглотителя отдельными элементами в ТВС или непосредст-
венно в топливо. Выравнивание тепловыделения обеспечивается
также режимом перегрузки ТВС, когда свежее топливо загружа-
ется на периферию активной зоны с последующей перестановкой
его в центр, откуда оно выгружается.
При конструировании необходимо учитывать неравномерность
энерговыделения твэлов внутри ТВС, обусловленную водяным зазо-
ром между сборками, полой центральной трубкой, заполненной
водой, а также влиянием соседних ТВС, имеющих иное обогаще-
ние или выгорание. Водяной зазор способствует повышению плот-
ности потока тепловых нейтронов и энергонапряженности в пери-
ферийных твэлах. Особенно высока энергонапряженность твэлов
в ТВС, расположенных на границе активной зоны, так как они од-
ной или несколькими гранями обращены к воде. Для снижения
энергонапряженности твэлов периферийных сборок в шахте реак-
тора устанавливается выгородка, выполненная из листов нержа-
веющей стали. Выгородка служит также для дистанционирования
периферийных ТВС и улучшения теплогидравлических характери-
стик этих сборок. Тепловая мощность реактора в значительной
мере регламентируется допустимой энергонапряженностью твэлов
в периферийных ТВС.
ТВС ВВЭР-1000 (рис. 2.11) представляет собой пучок твэлов,
размещенных по треугольной решетке с шагом 12,76 мм. Внутри
циркониевой оболочки твэла размером 9,1X0,65 мм располага-
ются таблетки топлива диаметром 7,53 мм из двуокиси урана с
обогащением по 235U от 2 до 4,4%. Масса загрузки UO2 в одном
твэле около 1565 г. Твэлы дистанционируются 15 решетками сото-
37
А~А
Рис. 2.11. ТВС ВВЭР-1000 (V блок НВАЭС):
/ — траверса регулирующих стержней; 2 — пэл; 3 — подпружинные штыри; 4 — головка
ТВС; 5 — шестигранный перфорированный чехол; 6 — дистанционирующая решетка; 7 —
твэл; 8 — хвостовик ТВС
вого (ячеистого) типа, закрепленными на центральном канале.
Решетка представляет собой набор ячеек, приваренных друг к дру-
гу и заключенных в обод. На месте центральной ячейки установ-
лена втулка для крепления решетки к центральной трубке. Креп-
ление твэла осуществляется шплинтовкой в нижней решетке. Сама
решетка закрепляется в хвостовике ТВС. Осевые усилия в основ-
ном воспринимаются шестигранным перфорированным чехлом тол-
щиной 1,5 и размером «под ключ» 238 мм. Высота ТВС с пучком
регулирующих стержней составляет 4665 мм. ТВС содержит
317 твэлов, 12 направляющих каналов для стержней регулирова-
ния, один канал для датчика замера энерговыделения и полую
центральную трубку.
38
/ В центре шестигранной головки ТВС находится цилиндрическая
| втулка, в которой крепятся 12 направляющих каналов для погло-
I щающих элементов и канал для датчика замера энерговыделений.
I Втулка соединяется с шестью углами головки ТВС ребрами, в
| которых располагаются подпружинные штыри, служащие для за-
( жатия сборки в реакторе, компенсации температурных расшире-
{ ний и технологических допусков. По граням головки расположены
у окна для выхода теплоносителя из ТВС.
** Ниже приведены конструкционные характеристики- ТВС
ВВЭР-1000 (V блок НВАЭС).
Размер ТВС «под ключ», мм..............................
Шаг расположения ТВС, мм...............................
Толщина стенки ТВС, мм . . ............................
Высота ТВС с пучком регулирующих стержней и СВП, мм . .
Число твэлов в ТВС ... • . .	........................
Шаг размещения твэлов, мм...............j..................
Число направляющих каналов для стержней регулирования . .
Число каналов для датчиков замера энерговыделений...........
Расмеры направляющих каналов и канала для датчика замера
энерговыделений, мм........................................
Размеры центральной трубки, мм..............................
238
241
1,5 (с перфорацией
25% поверхности)
4655
317
12,76
12
1
12,6x0,85
10,3x0,65
В 109* ТВС имеются подвижные регулирующие стержни, пред-
ставляющие собой пучок из 12 пэлов, имеющие пружинные подвес-
ки на специальной траверсе. Траверса имеет захватную головку
для соединения со штангой исполнительного механизма СУЗ. Пэл
представляет собой трубку из нержавеющей стали 8,2 X 0,6 мм, за-
глушенную с обоих концов. Внутри трубки находится сердечник
регулирующего стержня диаметром 7 мм, изготовленный из мате-
риала с большим сечением поглощения тепловых нейтронов — сплав
"алюминиевый +Е112О3. Высота столба поглощающего материала
3740 мм.
Ниже приведены характеристики регулирующего стержня и
СВП ВВЭР-1000.
Размеры оболочки регулирующего стержня и СВП, мм .	8,2x0,6
Материал оболочки................................... Нержавеющая сталь
Диаметр сердечника регулирующего стержня и СВП, мм.	7
Материал сердечника регулирующего стержня............. Еи2О3	+ алюминиевый
сплав
Материал сердечника СВП...............................Бор	в циркониевой мат-
рице
Концентрация естественного бора в материале СВП, % .	1
Регулирующие стержни предназначены для быстрого прекра-
щения ядерной реакции в аварийных ситуациях, поддержания за-
данного уровня мощности, перехода с одного уровня на другой в
I- автоматическом режиме и компенсации изменений реактивности
[' перемещением поглотителя в активной зоне( Компенсация выгора-
* Только в V блоке НВАЭС, в серийных реакторах этого класса 61 кас-
сета.
39
. ния и медленных изменений реактивности производится варьиро-
ванием концентрации борной кислоты в теплоносителе.
В 42 периферийных ТВС установлены стержни с выгорающим
поглотителем (СВП) (1 % по массе естественного бора цирконие-
вой матрицы). Они предназначены для выравнивания поля энерго-
выделения и снижения размножающих свойств у периферийных
ТВС с обогащением топлива 4,4 % в начале кампании^. Конструк-
ционно пучок СВП и пучок пэлов выполнены идентично, но пучок
| СВП жестко закреплен в траверсе и не имеет пазов для соедине-
I ния со штангой механизма CY3J Пучок СВП закреплен неподвиж-
но в кассете вместо пучка пэДбв.' Высота столба выгорающего по-
глотителя в стержне 3500 мм.
f ТВС располагаются в днище шахты, служащей для крепления
/ и правильного размещения нижней части ТВС. Ориентация ТВС
/ в плане однозначна и определяется посадкой в паз днища пальца
 на хвостовике сборки. Сверху головки ТВС прижимается решеткой
\ блока защитных труб, в которых имеются дистанционирующие
элементы, определяющие правильное положение рабочих ТВС. Ди-
станционирование 42 периферийных (нерегулируемых) TBCJ про-
изводится глухими втулками, закрепленными на нижней плите
блока. Общее количество ТВС в активной зоне ВВЭР-1000
НВАЭС 151 шт., из них с регулирующими стержнями 109 шт. Все
ТВС устанавливаются в реактор и извлекаются из него как
вместе с регулирующими стержнями и пучками СВП, так и без
них.
Головка, хвостовик, опорные и дистанционирующие решетки
ТВС изготовлены из нержавеющей стали, а шестигранные чехлы и
направляющие каналы выполнены из циркониевого сплава.
Бесчехловые ТВС ВВЭР. Общей тенденцией в разработке ВВЭР
является повышение и в то же время оптимизация единичной мощ-
ности, увеличение КПД, повышение надежности отдельных узлов
и безопасности эксплуатации, а также введение стандартизации
и унификации основных узлов и механизмов, что является выгод-
ным-и целесообразным не только при изготовлении оборудования
на машиностроительных заводах, но и при эксплуатации, произ-
водстве ремонтных работ, изготовлении запасных частей. Кроме
того, стандартизация и унификация узлов и основных механизмов
приводят к повышению качества оборудования.
Со времени пуска в эксплуатацию АЭС с ВВЭР как у нас в
стране, так и за рубежом конструкции ТВС претерпели значитель-
ные изменения. На первоначальном этапе проектирования и экс-
плуатации ТВС были с защитной оболочкой, т. е. чехловые (типа
ВВЭР-440), затем появились сборки с перфорированным чехлом.
В настоящее время на всех проектируемых и строящихся АЭС с
реакторами типа ВВЭР-1000 преимущество отдано бесчехловым
ТВС.
| Бесчехловые ТВС позволяют решить следующие вопросы:
I 1) улучшить перемешивание теплоносителя в активной зоне;
i 2) уменьшить зазор между соседними ТВС, что позволяет разме-
/ 40
I стить в одном и том же объеме корпуса большее количество ТВС,
тем самым увеличить мощность реактора; 3) снизить неравномер-
ность энерговыделения за счет плотной упаковки твэлов; 4) умень-
шить гидравлическое сопротивление ТВС; 5) повысить надежность
охлаждения в аварийных режимах, связанных с течью теплоно-
сителя за счет поперечной растечки воды из системы аварийного
охлаждения; 6) увеличить количество регулируемых стержней на
одну ТВС с целью повышения прочностных свойств силового кар-
каса сборки и снижения количества приводов СУЗ; 7) снизить ко-
личество дорогостоящего материала (циркония), применяемого в
ТВС.
Отечественные ТВС для ВВЭР унифицированы и имеют шести-
гранное поперечное сечение (рис. 2.12). Зарубежные ТВС в основ-
ном стандартизированы и имеют в поперечном сечении квадрат.
г Конструкции ТВС как шестигранного, так и квадратного сечения
имеют принципиально одинаковое решение и в основном состоят
’ из пучка твэлов, головки, хвостовика и несущего элемента, соеди-
' няющего головку с хвостовиком. Несущим элементом ТВС явля-
ется каркас направляющих труб, воспринимающий осевые усилия,
(действующие на ТВС. Направляющие каналы для регулирующих
стержней могут располагаться в центре сборки, вокруг твэлов по
периферии, а также равномерно по сечению. Количество и диаметр
। направляющих труб рассчитывают, исходя из эффективности, ре-
/' гулирующих стержней, прочностных свойств каркаса^ Направляю-
*“'1Цие трубы закрепляются на головке ТВС обычной сваркой, а на
нижней решетке — посредством механического соединения (напри-
мер, шплинтующей проволокой) и сварки.
Твэлы в ТВС закреплены в строго определенных местах с по-
мощью дистанционирующих и крепежных элементов. Конструкции
этих элементов и материалы, используемые для различных реак-
торов, разнообразны. Твэлы в шестигранной ТВС обычно распо-
ложены по треугольной разбивке, а в квадратной — по квадратной
! разбивке. Дистанционирование стержневых твэлов осуществляется
I решетками различного типа. В отечественных проектах использу-
| ются решетки сотового (ячеистого) типа. Она представляет собой
| набор ячеек, приваренных друг к другу и заключенных в обод,
имеющий углубления, для исключения возможности зацепления со-
; седней сборки при разгрузке-выгрузке. Центральная ячейка заме-
нена втулкой для крепления решетки к центральной трубке. Цент-
ральная трубка кроме крепления дистанционирующих реше-
ток служит также каналом для датчика замера энерговыде-
ления.
На зарубежных АЭС применяются проволочные и жесткопаян-
ные дистанционирующие решетки, которые в настоящее время за-
меняются на сотовые решетки или решетки вида «упаковки для
яиц», в которых каждый твэл фиксируется поперечной пружиной.
Пружины зажимают твэлы, препятствуя их вибрации, однако не
мешая осевому перемещению оболочки при ее температурном рас-
ширении.
41
Рис. 2.12. Бесчехловая ТВС ВВЭР:
1—траверса регулирующих стержней; 2— пэл; 3 — подвижная часть головки; 4 — направ-
ляющая труба пэлов; 5 — пружина; 6 — неподвижная часть головки; 7 — отверстия для
прохода теплоносителя; 8 — дистанционирующая решетка; 9 — твэл; /^ — опорная нижняя
решетка; 11 — хвостовик
Опорой для пучка твэлов и направляющих каналов служит
нижняя решетка, представляющая собой сильно перфорированную
плиту с круглыми отверстиями, расположенными согласно разбивке
42
твэлов, и отверстиями, обычно произвольной формы, для прохода
теплоносителя. Круглые отверстия служат для крепления конце-
виков твэлов.
Нижняя решетка через систему подкрепляющих ребер соеди-
няется с хвостовиком ТВС. В зарубежных проектах хвостовики
ТВС имеют форму либо поперечного сечения, либо цилиндриче-
скую. В отечественных проектах нижняя часть хвостовика ТВС
обычно имеет форму цилиндра. ТВС устанавливается в ячейку дни-
' ща шахты цилиндрической частью хвостовика, опираясь шаровой
поверхностью перехода шестигранника в цилиндр на конусную
часть ячейки. Согласно картограмме активной зоны для расчетной
ориентации ТВС в плане на ее хвостовике имеется фиксирующий
штырь.
Головка бесчехловых ТВС состоит из неподвижной части, кото-
рая приваривается к каркасу направляющих труб, и подвижной.
Между неподвижной и подвижной частями устанавливаются пру-
жины, обычно фиксируемые направляющими трубами для зажа-
< тия сборки в реакторе, компенсации температурных расширений
*_узлов ТВС и технологических допусков изготовления TBCj В кон-
Р Лструкции головки ТВС предусматривается подпружинный шток
t для частичного демпфирования падения пучка регулирующих
। стержней при срабатывании аварийной защиты. Подпружинный
шток также исключает возможность выхода из строя общей тра-
; версы регулирующих стержней при возможном несовпадении на-
правляющих каналов в ТВС и блоке защитных труб. Предвари-
' тельное поджатие пружин выбирается из условия удержания кас-
сетами блока защитных труб.
Для аварийной остановки реактора, автоматического поддер-
жания мощности на определенном уровне и перевода с одного
уровня мощности на другой, компенсации быстрых изменений ре-
активности, выравнивания поля энерговыделений применяются
регулирующие стержни — пэлы.
/ Пучок пэлов обычно собирается из 15—20 стержней, увеличе-
/ ние количества стержней в одной ТВС приводит к уменьшению
j приводов СУЗ, что уменьшает удельную затрату металла на еди-
! ницу вырабатываемой мощности. Твэлы крепятся на пружинных
* подвесках общей траверсы регулирующих стержней. Оболочка
поглощающего элемента, как правило, изготовляется из нержа-
веющей стали наружным диаметром на 0,8—1 мм меньше диа-
метра твэла, для того чтобы не увеличивать диаметр направляю-
щего канала. Поглощающий материал, обычно карбид бора
(В4С), заполняет оболочку, которая глушится концевыми дета-
лями.
С целью выравнивания по^я энерговыделения в периферийные
- ТВС реактора устанавливаются пучки СВП. Конструкция пучка
СВП аналогична конструкции пэла, оболочки СВП выполняются
из циркониевых сплавов с диаметром, примерно равным диаметру
твэла, и заполняются выгорающим поглотителем с концентрацией
бора до 0,8 % массы основного материала, обычно циркония. Стер-
43
о
о
жни СВП крепятся без пружинной подвески и устанавливаются
неподвижно. Для охлаждения поглощающих элементов органов ре-
гулирования и СВП организован поток теплоносителя внутри на-
правляющих каналов при помощи отверстий, просверленных в на-
конечниках каналов.
Надежность и безопасность ТВС при эксплуатации, в частно-
сти бесчехловых, обеспечивается конструкционными мерами: твэлы
в сборке закреплены так, что имеют возможность свободного тем-
пературного роста; твэлы жестко крепятся в нижней опорной ре-
шетке для исключения осевого перемещения; дистанционирующие
решетки, расположенные через 225—250 мм по высоте пучка, пре-
пятствуют возникновению вибрации твэлов и их соприкосновению;
контроль плотности нейтронного потока в активной зоне осуществ-
ляется датчиками замера энерговыделения, размещенными в цент-
ральном канале ТВС; ТВС надежно зажаты в реакторе за счет
размещения в головке достаточного количества (до 18) пружин.
Выход из строя одной-двух пружин существенно не повлияет на
усилия зажатия сборки.
2.2.2.	Конструкция ТВС реакторов, охлаждаемых жидким
металлом
В реакторах на быстрых нейтронах, охлаждаемых жидким ме-
таллом, так же как и в ВВЭР, ТВС набираются из нескольких
десятков или сотен твэлов. Сборки обычно имеют квадратную,
шестигранную или, редко, цилиндрическую геометрию. К ядерно-
му топливу реакторов на быстрых нейтронах предъявляют такие
требования, как высокая плотность энерговыделения, высокая
удельная мощность на единицу массы активной зоны, глубокое
выгорание топлива, в связи с этим диаметр топливного элемента
выбирают рарным 5—7 мм. Оболочка твэла, кроме того, должна
обеспечивать интенсивный теплосъем, содержать небольшое коли-
чество конструкционного материала, а в случае большого выгора-
ния топлива выдерживать повышающееся давление внутри твэлов
за счет образования газообразных продуктов деления. Наиболее
оптимальной геометрией твэла для таких условий является ци-
линдрическая. Так как для быстрых реакторов сечение поглоще-
ния не играет существенной роли, выбор конструкционных мате-
риалов значительно шире, чем для водо-водяных реакторов, и обыч-
но применяются жаропрочные нержавеющие стали (табл. 2.1).
ТВС активной зоны и зоны воспроизводства. Как правило, ТВС
активной зоны и зоны воспроизводства по внешней конструкции
и геометрическим параметрам аналогичны. Недостатком такого ре-
шения является большое количество экранных ТВС и ограничение
свободы в выборе диаметра твэлов боковой зоны воспроизводства.
Тем не менее одинаковые размеры и конфигурация ТВС активной
зоны и экрана позоляют собирать их в непрерывной решетке, из-
менять как угодно форму активной зоны, расширять или уменьшать
ее в случае необходимости. Система перегрузки и транспортировки
44
Таблица 2.1. Характеристики твэлов быстрых реакторов
Характеристика	БОР-60	БН-350	БН-600
Топливо	ио2	ио2	ио,
Форма таблетки	Кольцевая	Кольцевая	Кольцевая
	цилиндричес-	цилиндричес-	цилиндричес-
	кая	кая	кая
/I зона \		26	28
Содержание 235U в топливе (	, % \П зона/	90	17	21
Наружный диаметр таблетки, мм	4,28	 1 —	5,9
Наружный диаметр твэла*, мм	6	6,1	6,9
Толщина стенки твэла, мм	11 	0,35	0,4
Длина твэла, мм	400	1140	 ' ">
Продолжение табл. 2,1
Характеристика	IOYO	«Рапсодия»	«Феникс»	MONIO
Топливо	1	Ю,+	ио2 +	UO2+PuO2	ио,+
	•ЬРиО2	+РиО2		+РиОя
Форма таблетки		—	—	—	
«о тт	( 1 зонах	23	60		
Содержание 235U в топливе	, %			14	25
\П зона/	19	10		
Наружный диаметр таблетки, мм	5,3	5,7	5,5	5,4
Наружный диаметр твэла*, мм	6,3	6,7	6,55—6,66	6,5
Толщина стенки твэла, мм	0,35	0,45	0,45	0,45
Длина твэла, мм	—	485	1793	
* Материал оболочки твэла нержавеющая сталь.				
топлива также получается универсальной, более простой и деше-
вой.
ТВС реакторов на быстрых нейтронах имеют головку для пере-
грузки ТВС, кожух с закрепленным внутри него пучком твэлов или
пучком элементов зоны воспроизводства, хвостовик для установки
ТВС активной зоны.
Головка ТВС имеет различные конструкционные решения
(рис. 2.13) для разных проектов быстрых реакторов. Но везде она
предназначена для извлечения или постановки сборки в процессе
замены топлива и выхода теплоносителя из ТВС. В реакторах на
быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем все операции по
замене отработанного тойлива осуществляют с помощью дистан-
ционного управления под слоем натрия. Поэтому захватное уст-
ройство перегрузочной машины должно точно наводиться на го-
ловку и достаточно надежно сцепляться с держателем на ТВС.
Форма ТВС может быть различной, обеспечивающей равно-
мерное размещение твэлов с необходимым шагом внутри чехла и
415
Рис. 2.13. Твэл (а) и ТВС (б) реактора «Супер-Фе-
никс»
46
плотную упаковку ТВС в зоне реактора. В основном используются
шестигранные сборки с расположением твэлов по треугольной ре-
шетке. Шестигранная форма ТВС является оптимальной для ра-
ционального использования объема активной зоны. При компонов-
ке твэлов в шестигранные чехлы объемные доли конструкционного
материала и теплоносителя (в зазорах между ТВС) минимальны.
Размер ТВС выбирается относительно произвольно с учетом
ряда противоречивых факторов (табл. 2.2). С увеличением числа
твэлов в сборке сокращаются простои АЭС во время перегрузки
зоны. Однако с ростом числа твэлов усложняется система крепле-^
ния их в ТВС, а выход из строя отдельной сборки, связанной с
блокировкой потока теплоносителя, по-видимому, будет иметь ’
более серьезные последствия в ТВС, имеющих большое число твэ-
лов. Реактивность, вносимая ТВС в зону при ее постановке, не
должна быть слишком большой для безопасности реактора в слу-
чае, если сборка упадет по какой-либо причине в активную зону
реактора, близкого к критическому состоянию. Целесообразно
уменьшать неравномерность тепловыделения по сечению ТВС, так
как она приводит к падению среднего выгорания топлива и сред-
него подогрева натрия по ТВС. Количество твэлов в ТВС колеб-
лется от 91 диаметром 6,3 мм в реакторе IOYO до 271 диаметром
8,65 мм в реакторе «Супер-Феникс». Толщина стенки кожуха сбор-
ки рассчитывается на перепад давления теплоносителя между вхо-
дом и выходом активной зоны. Конструирование высоконапряжен-
ных активных зон реакторов на быстрых нейтронах предполагает
компактное размещение твэлов. Это возможно при гексагональной
Таблица 2.2 Характеристики ТВС быстрых реакторов
Характеристика	«Феникс»	БН-350	MONIO
	Активная зона		
Материал чехла ТВС	Нержавею-	Нержавею-	Нержавею-
	щая сталь	щая сталь	щая сталь
Форма чехла ТВС	Шестигран-	Шестигран-	Шестигран-
	ная	ная	ная
Размер «под ключ», мм	126,7	96	110,6
Толщина стенки, мм	3,5	2	3
Общая длина, мм	4300	3500	4200
Масса, кг	200	—	—
Число твэлов в ТВС	217	169	169
Дистанционирование	Проволока	Проволока	Проволока,
	0 1,15 мм	0 0,85 мм	ячеистая
			решетка
Шаг между твэлами, мм	7,7—7,75	7,0	7,9
Число ТВС в активной зоне	103	199	196
Шаг между ТВС	—	98	115,6
Объемная доля компонентов, %:			
Топливо	36,8	44,7	32,8
Натрий	35	31,1	41,3
Сталь	—	24,2	23,4
47
Продолжение табл. 2.2
Характеристика	«Феникс»	БН-350	MONIO
	Радиаль	>ная зона воспро	изводства
Материал чехла ТВС	Нержавею-	Нержавею-	Нержавею-
	щая сталь	щая сталь	щая сталь
Форма чехла ТВС	Шестигран-	Шестигран-	Шестигран-
	ная	ная	ная
Размер «под ключ», мм	126,7	96	110,6
Толщина стенки, мм	3,5	2	3
Общая длина, мм	4300	3500	4200
Масса, кг	270	—*	—
Число твэлов в ТВС	61	37	61
Дистанционирование	Проволока	Трехребрис-	Проволока
Шаг между твэлами, мм	0 1,08 мм	тая трубка 14,8	13,1
Число ТВС в активной зоне	90	440	174
Шаг между ТВС	—	98	—
Объемная доля компонентов, %: Сопливо		60,8	
Натрий	—	1	21,6	 1
Сталь	—	17,6	—
компоновке твэлов, принятых в большинстве отечественных и за-
рубежных реакторов. Необходимо также выдержать равные рас-
стояния между твэлами, что достаточно трудно, но важно для со-
здания равномерного расхода теплоносителя вдоль твэлов и тем
самым обеспечения равномерного отвода тепла.
На первых этапах проектирования и исследования реакторов
на быстрых нейтронах для дистанционирования твэлов применяли
специальные тонкие опорные трубки, которые вводили между твэ-
лами. В настоящее время в реакторах на быстрых нейтронах для
дистанционирования используются решетки, такие же как и в
ВВЭР, проволочные спиральные сетки с определенным шагом и
ребристые оболочки.
При выборе способа дистанционирования необходимо учиты-
вать радиальные и осевое расширение твэлов в пределах ТВС,
распределение и перемешивание теплоносителя, образование ло-
кальных горячих пятен, а также технологию и стоимость изготов-
ления.
В качестве дистанционирующей решетки применяется сварная
сотовая конструкция. Каждый твэл обычно касается в решетке
выступов, выпрессованных в стенки ячеек. Сама решетка фикси-
руется в ТВС на решеточной стойке или нескольких стойках, рас-
положенных в углах ТВС. При конструкции пучка твэлов для ТВС
выбирается зазор между твэлами и ячейкой решетки, рассчиты-
ваются силы, обусловленные взаимодействием решетки и твэлов, а
также определяется оптимальное расстояние между решетками.
Для обеспечения динамической стабильности твэлов и зазора
для прохода теплоносителя желательно иметь нулевые зазоры
48
между твэлами и посадочными выступами решетки. Но радиаль-
ное распухание твэлов обычно больше, чем расширения ячеек
решетки. Поэтому при нулевом зазоре могут возникнуть чрезмер-
ные усилия взаимодействия между твэлами и посадочными высту-
пами, которые могут привести к радиальным деформациям и воз-
никновению больших осевых нагрузок, действующих на решетку
при термическом удлинении твэлов. Исходя из этих соображений
предусматривают зазор между твэлом и посадочными выступами.
Поскольку размер зазоров может колебаться в определенных пре-
делах, обусловленных допусками на изготовление, в некоторых
ячейках могут появиться усилия взаимодействия. Кроме того, кри-
визна твэлов и их термический изгиб обусловливают возникнове-
ние контактных усилий между твэлами и решеткой, которые вызо-
вут осевые нагрузки, действующие на решетку в процессе удлине-
ния твэлов. Зазоры и ширина решетки рассчитываются и экспери-
ментально проверяются для обеспечения необходимой прочности
решеток в условиях действия наведенных усилий.
Увеличение расстояния между дистанционирующими решетками
экономически выгодно из-за уменьшения стоимости и снижения пе-
репада давления теплоносителя по кассете. В то же время решетки
должны располагаться достаточно близко друг от друга, чтобы
обеспечить равномерное проходное сечение для прохода теплоно-
сителя и предотвратить вибрацию твэлов, которая может привести
к истиранию оболочек. Исследования показали, что по длине ак-
тивной зоны критическим параметром является термический изгиб,
а по длине нижней торцевой зоны воспроизводства и свободного
газового пространства существенную роль играет только вибра-
ция, и расстояние между решетками можно увеличить.
Применение дистанционирующих решеток снимает проблему,
связанную с необходимостью установления зазоров между твэлами
в начальный период кампании, которую решают с помощью пру-
жинного эффекта в каждой ячейке решетки.
Недостатками применения решёток являются большие затраты
на ее изготовление, большие потери давления теплоносителя (если
сравнить с другими способами дистанционирования) и необходи-
мость крепления самой решетки.
В большинстве отечественных и зарубежных реакторов на быст-
рых нейтронах все стержневые твэлы в пучке активной зоны отде-
ляются друг от друга с помощью дистанционирующей проволоч-
ной обмотки, а твэлы, расположенные по периметру пучка, дистан-
ционируются лентой толщиной несколько меньше диаметра про-
волоки с целью выравнивация расхода натрия по сечению ТВС.
Проволока или лента обматывается вокруг каждого твэла по спи-
рали с большим шагом (рис. 2.14). Контакт между проволочной
обмоткой и твэлом можно аппроксимировать конфигурацией пере-
крещивающихся цилиндров, т. е. контакт происходит в локализо-
ванных участках.
Преимуществом проволочных навивок является простота их
изготовления и небольшие гидравлические сопротивления, а недо-
49
Б-Б
Рис. 2.14. Конструкция ТВС и твэл активной зоны реактора БН-600:
1 — спиральное уплотнение хвостовика; 2 — радиальные отверстия входа теплоносителя;
3 — узел крепления твэлов; 4 — пучок твэлов; 5 — отверстия выхода теплоносителя; 6 —
головка ТВС; 7 — твэл; 8 — дистанционирующая проволока твэла
50
Рис. 2.15. ТВС активной зоны реактора БН-350
статком — невозможность избежать деформаций, например в ре-
зультате распухания оболочек твэлов, что приводит к уменьше-
нию проходного сечения между твэлами, изменению расхода теп-
лоносителя. При намотке проволоки, если увеличить расчетную си-
лу натяжения, твэлы могут искривиться, а так как обычно закреп-
ляются только нижний и верхний концы проволоки, то при разры-
ве проволоки дистанционирование нарушается.
При выборе толщины оболочки твэла необходимо учитывать
также глубину разрушения оболочки проволочной обмоткой в про-
цессе вибрации. Трудности изготовления удовлетворительных по
качеству ребристых тонкостенных оболочек малого диаметра огра-
ничивают использование этого типа дистанционирования для твэ-
лов активной зоны.
При конструировании пучка твэлов зон воспроизводства воз-
никают аналогичные проблемы, однако условия работы твэлов в
них менее напряженны. А так как диаметр тэлов боковой зоны вос-
производства в 1,5—2 раза больше твэлов активной зоны, то воз-
можно применение ребристых оболочек твэлов. Топливо торцевых
зон воспроизводства размещается либо в одной цилиндрической
оболочке с обогащенным топливом активной зоны, либо в отдель-
ных трубках большого диаметра, закрепленных в одной ТВС с
пучком твэлов активной зоны (рис. 2.15). Размещение топлива в
трубках разного диаметра уменьшает гидравлические потери в
- ТВС, но усложняет конструкцию ТВС и вносит дополнительный
конструкционный материал^ замедляющий и поглощающий нейтро-
ны. В настоящее время топливо торцевых зон воспроизводства в
основном размещается в одной оболочке с топливом активной зоны.
При применении любого дистанционирования твэлов проходные се-
чения элементарных ячеек в центре ТВС и на периферии отлича-
Рис. 2.16. Схема дистанционирования твэлов и установки вытеснителей в ТВС:
1 — твэл; 2— дистанционирующая проволока; 3 — дистанционирующая лента; 4 — прово-
лочный вытеснитель; 5 — чехол ТВС
ются, что приводит к недогреву натрия в зазоре между периферий-
ными твэлами и боковой поверхностью кассеты. Для выравнива-
ния расхода натрия по сечению в зазоре между периферийными
твэлами пучка и чехлом ТВС устанавливаются вытеснители
(рис. 2.16). Габариты и количество вытеснителей зависит от кон-
кретной конструкции ТВС. При применении дистанционирующих
решеток вытеснители могут служить стойками для них.
ТВС в нижней части заканчиваются хвостовиком, с помощью
которого ТВС устанавливается вертикально в активной зоне и обес-
печивается необходимым расходом теплоносителя. Конструкция
хвостовика зависит от способов крепления ТВС в активной зоне
и регулирования расхода теплоносителя по кассете.
Способы крепления ТВС в активной зоне. В активной зоне
ТВС устанавливаются вплотную одна к другой, образуя, по воз-
можности, правильный цилиндр (рис. 2.17). При проектировании
крепления ТВС необходимо учитывать характеристики реактивно-
сти активной зоны. Важной особенностью активной зоны реактора
на быстрых нейтронах является то, что в нормальном режиме она
не находится в состоянии с наибольшей реактивностью, причем с
уменьшением расстояния между ТВС реактивность возрастает.
Поэтому регулирование расстояния между ТВС является важной
задачей конструирования. Изменение реактивности может возник-
нуть из-за вибрационного колебания ТВС в потоке теплоносителя,
изгибания ТВС за счет поперечных температурных градиентов.
Амплитуда вибрационных колебаний головок ТВС допускается не
больше 0,5 мм. Температурный градиент пропорционален мощно-
52
1 717171712121212
7 7171212
2221212121212121212
2 2 7 17
717L71212
2 2 2
2 2 717 7
2 2 2
2 212121212
2 2 2 2 2 2 212 2 212
222271717171212121212
Внешняя зона Компенсиру-
-воспроизвод- ^j^—клдий стер-
ства	жени
Хранилище
<+)—отработав-
тих ТВС
х< -V-
7171717171212
2L2J7I7	-г-
Т^ТТТтхтТтТтиТтТтХ^^^j.1ии4^212
2T2T7I7L7T71717171717171717171717’71212
^CTSYtTTwY/Yt17X7X7X7^®
212121717 7 717171717171712121212
О_ ТВС активной
зоны
Внутренняя
зона воспро
извовства
(3}-Стержень PC
ф-Стержень ХЗ
Рис. 2.17. Компоновка
активной зоны реактора БН-600
сти реактора, и при проектировании целесообразно предусмотреть
крепления ТВС так, чтобы их изгиб с ростом мощности происходил
наружу и приводил-к отрицательному коэффициенту реактивности.
Если конструкция крепления приводит к положительному коэффи-
циенту, то он должен быть мал по сравнению с доплеровским ко-
эффициентом для обеспечения суммарного отрицательного коэффи-
циента реактивности по мощности.
В большинстве проектов реакторов на быстрых нейтронах при-
нято крепление ТВС, позволяющее сделать .мощностный коэффи-
циент реактивности отрицательным. Это достижимо за счет сво-
бодного расположения сборок в реакторе — наиболее простого
конструкционного решения, обеспечивающего к тому же надежное
проведение перегрузочных операций. Основными недостатками сво-
бодного расположения сборок являются необходимость дополни-
53
х'ис. z.io. дрепление ГВС в реакторе:
1 — ТВС; 2 — направляющая труба; 3 —
верхние прокладки; 4 — нижние прокладки;
5 — держатель; 6 — зажим
тельного увеличения объема ак-
тивной зоны, т. е. загрузки топ-
лива, а также возможность сбли-
жения сборок под действием
внешних сил и как следствие по-
явления положительной реак-
тивности.
При свободном расположении
ТВС отклонение их от нормаль-
ного положения увеличивается с
увеличением расстояния от ак-
тивной зоны до головки сборки.
Если это отклонение становится
слишком большим, то возникают
--трудности захвата ТВС при пере-
грузке и ввода регулирующих
стержней. Для ограничения сме-
щений, вызванных изгибом ТВС>
использует внешние ограничи-
тельные подпорки, которые вы-
полняют функции сжатия сборок.
Конструкции подпорок для каж-
дого конкретного проекта раз-
личны, но обычно представляют обечайку с закрепленными на ней
секторами, конфигурация которых повторяет наружный контур
сборок, ограничивающими развал ТВС.
В английских реакторах PFR и CFDR активная зона разделя-
ется на модули из шести-восьми ТВС, с соответствующими регу-
лирующим стержнем СУЗ или опорной стойкой (рис. 2.18). В цент-
ре опорной стойки имеются пластинки, расположенные на уровне
. границы между активной зоной и нижней торцевой зоной воспро-
изводства. Каждая ячейка модуля имеет держатель ТВС, установ-
ленный в ячейку напорного коллектора. В каждом держателе име-
ются верхние и нижние подшипники, которые поддерживают опор-
ные крестовины ТВС. Опорная стойка снабжена трубой, проходя-
щей до верха активной зоны, которая обеспечивает направление для
стержней СУЗ. Оси втулочных гнезд подшипников держателя сме-
щены относительно друг друга так, что при установке ТВС направ-
ляющий штырь отклоняется и создает изгибающий момент в осно-
вании сборки. Этот изгибающий момент воспринимается на уровне
нижнего торца топливного столба опорной стойки, жестко закреп-
ленной в опорной конструкции активной зоны.
При таком сжатии ТВС активной зоны необходимо обеспечи-
вать зазоры между сборками (выше уровня верхних торцов опор-
ных стоек), а также между ТВС и конструкциями активной зоны,
54
не содержащими топливо. Возможное взаимодействие между ТВС
не должно приводить к возникновению чрезмерных усилий при пе-
регрузке топлива. Поэтому принимается во внимание возможный
изгиб ТВС, обусловленный различными по сечению сборки радиа-
ционными распуханиями, а также термическими эффектами. Про-
гиб, обусловленный радиационным распуханием, зависит от мате-
риала чехла сборки и может быть больше по сравнению с терми-
ческим прогибом. Поэтому неправильный выбор материала чехло-
вой трубы может позволить определить экономически выгодное
расстояние между ТВС и исключить необходимость поворачи-
вать их.
• В реакторах CRFBR АЭС Клинч-Ривер предусмотрено гидрав-
лическое устройство, сжимающее сборки к центру реактора при
его работе и освобождающее их при перегрузке.
Независимо от способа крепления сборок в активной зоне ре-
актора между ними выбирается зазор для обеспечения монтажа
активной зоны и боковой зоны воспроизводства без заметных уси-
лий и отсутствия значительных силовых взаимодействий ТВС при
их распухании и изменении формы. Для обеспечения контролируе-
мого зазора между ТВС обычно на шестигранной части головки
располагаются платики толщиной, равной половине зазора.
Принципиально теплоноситель в активную зону может подво-
диться как снизу — восходящее движение теплоносителя, так и
сверху — нисходящее движение. Выбранное направление движения
налагает определенные требования на конструкцию реактора и
другие элементы установки, а также на компоновку теплообмен-
ного оборудования. Восходящее течение теплоносителя в активной
зоне по сравнению с нисходящим обладает следующими достоин-
ствами: направление течения совпадает с направлением естествен-
ной циркуляции; низкое давление в газовой полости реактора.
В связи с малой упругостью паров натрия максимальное дав-
ление в жидкометаллическом контуре определяется его гидравли-
ческим сопротивлением, которое, как правило, не превышает
1 МПа. Избыточное давление в газовой полости реактора БН-350
равно 0,09 МПа при гидравлическом сопротивлении первого кон-
тура 0,97 МПа. Низкое давление в газовой полости реактора зна-
чительно облегчает также обеспечение прочности и долговечности
других важных узлов реактора: вращающихся пробок и гидроза-
творов для их уплотнения, верхних перекрытий, уплотнений орга-
нов СУЗ и др.
Проще решаются вопросы перегрузки топлива, поскольку от-
сутствуют жесткие ограничение по размерам бака реактора в верх-
ней части, что позволяет легче разместить соответствующие меха-
низмы и увеличить объем теплоносителя над активной зоной для
осуществления перестановок и транспортировок ТВС, имеющих
остаточные тепловыделения, под уровнем теплоносителя.
Недостатки восходящего течения теплоносителя в активной зоне
по сравнению с нисходящим являются менее существенными и сво-
дятся к следующем: требуются дополнительные мероприятия, иск-
55
1
Рис. 2.21. Хвостовик ТВС
реактора «Феникс»:
1 — контакт сферического
конуса; 2 — отверстия; 3 —
натрий под высоким дав-
лением; 4 — неподвижный
натрий; 5 — утечки натрия
Рис. 2.19. Меха-
нический способ
удержания ТВС:
1 — механический за-
жим; 2 — ТВС
Рис. 2.20. Схема гидравличе-
ского удержания ТВС:
а — зажим на принципе равно-
весия давлений; б — зажим типа
трубки Вентури; 1 — полость низ-
кого давления; 2 — полость высо-
кого давления
лючающие всплытие ТВС под действием гидравлических усилий.
Характерные способы крепления ТВС приведены на рис. 2.19 и
2.20. На рис. 2.19 приведен механический способ удержания ТВС
реактора «Энрико Ферми» и БР-5. Рисунок 2.20, а иллюстрирует
способ, применяющийся на большинстве реакторов (БН-350,
БН-600, «Феникс», «Супер-Феникс», IOYO и др.). Принцип гидрав-
лического крепления сборок основан на балансе сил, обусловлен-
ных перепадом давления на ТВС, и собственного веса сборки. Кол-
лектор, в который вставляется ТВС своими хвостовиками, образу-
ет зону давления и обеспечивает гидравлический баланс ТВС ак-
тивной зоны и зоны воспроизводства.
Для гидравлического крепления также используется труба Вен-
тури, где низкое противодавление сопла препятствует выбросу
ТВС. Кроме того, имеются и другие способы, например в реакторе
«Рапсодия» нижний конец ТВС механически соединяют с опорной
плитой активной зоны с помощью пружинного фиксатора.
Приспособление для механического крепления сборок более
надежно, но сложно, и в условиях высокотемдературного режима
работы, характерного для реакторов на быстрых нейтронах, при
большом градиенте выходной мощности поперек активной зоны
возникает проблема, связанная с тепловым расширением деталей
и их искривлением.
При гидравлическом способе крепления трудности возникают
56
при расчете оптимального баланса сил, направленных вертикально
вверх и вниз.
Высокая температура теплоносителя и защитного газа в верх-
ней части реактора ухудшает условия работы корпуса, приводных
механизмов СУЗ, вращающихся пробок, уплотнений и механизмов
перегрузки топлива.
Предпочтительным является восходящее течение, оно и приме-
няется в реакторах.
Конструкция профилирующих устройств расхода теплоносителя
по ТВС. Регулировку расхода теплоносителя в активной зоне ре-
актора на быстрых нейтронах обычно осуществляют путем разде-
ления ТВС по зонам. Так, в реакторе «Феникс» активная зона под-
разделяется на 16 зон расхода натрия: 6 зон во внутренней топлив-
ной зоне, 4 зоны в наружной топливной зоне, 3 зоны в радиальной
зоне воспроизводства, 1 зона в регулирующих стержнях, 1 зона в
экспериментальных ТВС, помещенных в активной зоне, 1 зона в
сборках стальной защиты. Нагрев натрия в наиболее горячих
ТВС при линейном энерговыделении 430 Вт/см достигает 700 °C.
Для достижения одинакового перепада давления по активной зоне
(около 0,5 МПа) расход натрия изменяется от 25 кг/с в централь-
ной ТВС до 0,2 кг/с в сборке стальной защиты. Поток натрия вхо-
дит в ТВС в радиальном направлении (рис. 2.21), причем натрий
вначале проходит через втулки, в боковых поверхностях которых
имеются прорези, а длина которых зависит от зоны регулирования.
Обычно для распределения теплоносителя между ТВС актив-
ной зоны, зоны воспроизводства и хранилищем служит напорная
камера с коллекторами (рис. 2.22). Конструктивно напорная каме-
ра представляет собой две перфорированные плиты, соединенные
обечайкой и гильзами. Гильзы, кроме того, служат для установки
и крепления коллекторов. Патрубки на обечайке служат для по-
дачи теплоносителя от насосов. В напорной камере устанавлива-
ются также дроссели, дозирующие расход теплоносителя на охлаж-
дение внутренних экранов, внутрикорпусной защиты, корпуса и
других внутрикорпусных узлов. Для более равномерного распре-
деления теплоносителя по всему объему напорной камеры внутри
нее ставится перфорированная обечайка.
В гильзах напорной камеры устанавливаются и крепятся свои-
ми хвостовиками коллекторы, выполненные обычно для различ-
ного числа ТВС ( от одной до девяти) (рис. 2.23). Хвостовики кол-
лекторов уплотняются различными типами уплотнений, как пра-
вило, спиральными.
Теплоноситель из напорной камеры через отверстия в гильзах
и хвостовиках коллекторов поступает по кольцевому зазору в рас-
пределительную камеру коллекторов. Распределение теплоносите-
ля по ТВС производится с помощью системы дросселирования про-
порционально тепловыделению в сборках (рис. 2.24, 2.25). Изме-
нение расхода теплоносителя осуществляется уменьшением или
увеличением числа открытых отверстий в хвостовике сборки, изме-
нением длины запиточного пространства коллектора. Число откры-
57
Рис. 2.22. Конструкция напорной камеры активной зоны с коллекторами
тых отверстий уменьшается обычно от центра активной зоны к пе-
риферии по мере возрастания порядкового номера дросселя в пре-
делах каждой зоны дросселирования.
Наряду с профилированием расхода по отдельным зонам для
выравнивания поля температур применяется профилирование кон-
центрации ядерного топлива по радиусу активной зоны. Обычно
активную зону разбивают на две области с топливом разного обо-
гащения (см. рис. 2.17).
58
активной зоны:
1 — хвостовик; 2 — втулка напор-
ного коллектора; 3 — скрытие от-
веостие; 4 — прорезь; 5 — отверстие
для входа теплоносителя
Рис. 2.23. Коллекторы активной зоны
для семи (а) и пяти (б) ТВС:
7 — камера профилирования расхода теп-
лоносителя; 2 — коллектор; 3 — гильза на-
порной камеры
Рис. 2.25. Конструкция камеры профи-
лирования:
1 — хвостовик ТВС; 2 — отверстия входа теп-
лоносителя в ТВС; 3 — коллектор; 4 — вход
теплоносителя в коллектор
2.2.3.	Конструкции каналов уран-графитовых реакторов
ТВС с кольцевыми (трубчатыми) твэлами. Исходя из накопленных в на-
чальный период развития атомной энергетики знаний, для первой в мире
АЭС советскими учеными был выбран гетерогенный реактор на тепловых нейт-
ронах с графитовым • замедлителем и водяным теплоносителем. Одной из глав-
ных задач было создание надежных и простых по конструкции ТВС.
Канальный реактор рассматривается в двух вариантах. Первый вариант,
когда отвод тепла осуществляется циркулирующей водой по трубам, внутри
которых размещаются сборки твэлов любого возможного типа: стержневые,
кольцевые и т. п. При этом вся поверхность твэлов омывается теплоносите-
лем и при разрушении твэла продукты деления урана поступают в первый
контур. Во втором варианте теплоноситель циркулирует по каналам, состоя-
щим из трубок малого диаметра, служащих одновременно конструктивной ос-
новой для твэлов. В этом случае твэл имеет вид трубки с односторонним от-
водом тепла. При возможном разрушении такого твэла продукты деления не
попадают в теплоноситель, а выносятся в полость кладки реактора, откуда
направляются в соответствующие очистные тракты.
По соображениям безопасности, а также для уменьшения количества стали
в активной зоне было принято решение использовать трубчатый тепловыде-
ляющий элемент с односторонним охлаждением водой, которая движется по
стальной трубке, пронизывающей твэл.
Канал реактора Первой АЭС (рис. 2.26) представляет цилиндрическую кон-
струкцию диаметром 65 и длиной 6500 мм, состоящую из головки, графитовых
и стальных втулок, внутри которых расположены твэлы и трубки. Теплоно-
ситель отводится от распределительного коллектора к верхней головке канала,
откуда по трубке 15X0,6 мм подается вниз к хвостовику канала. В хвосто-
вике теплоноситель распределяется по четырем периферийным трубкам 9X0,4 мм
с твэлами, поднимается к верхней головке, откуда отводится к собирающему
кольцевому коллектору.
Компенсация температурных расширений трубок производится змеевиковы-
ми компенсаторами, расположенными на каждой периферийной трубке у верх-
ней головки. По схеме движения теплоносителя канал представляет U-образ-
ную конструкцию с односторонним подводом и отводом теплоносителя. Подоб-
ная схема является достаточно компактной и позволяет' быстро заменять ка-
налы.
Наличие опускного участка в канале снижает энергонапряженность реак-
тора и ухудшает физические показатели из-за введения дополнительных кон-
струкционных материалов в активную зону. Конструкционно канал и твэл
выполнены так, что тепло, выделяющееся в графитовой кладке реактора, ча-
стично отводилось водой, протекающей вниз по опускной трубке канала, а
частично водой, охлаждающей твэлы. На оболочке твэлов имеются наружные
гофры, которые центрируют твэлы в отверстиях графитовых втулок.
Контроль за целостностью наружных оболочек твэлов ведется путем про-
качивания газа через полость канала и измерения его активности; появление
течи в трубках каналов определяется по увеличению давления в полости ка-
нала.
В первой партии топливных каналов, загруженных в реактор в мае
1954 г., содержалось 546 кг урана с 5 %-ным обогащением. В качестве конст-
60
Рис. 2.26. Технологический ка-
нал реактора Первой АЭС:
1 — верхняя головка; 2— темпе-
ратурный компенсатор; 3 —
стальная втулка; 4 — централь-
ная трубка; 5 — периферийная
3 трубка; 6 — графитовая втулка;
7 — твэл; 8 — нижняя головка
Рис. 2.27. Испаритель-
ный канал Белоярской
АЭС:
1 — верхняя головка; 2 —
уплотнительное кольцо; 3 —
графитовая втулка; 4 —
твэл; 5 — температурный
компенсатор; 6 — нижняя
головка
Рис. 2.28. Пароперегре-
"Вательный канал Бело-
ярской АЭС:
1 — верхняя головка; 2 —
уплотнительное кольцо;
3 — температурный компен-
сатор; 4 — поглощающий
стержень; 5 — графитовая
втулка; 6 — твэл; 7 —
нижняя головка
62
рукционного материала для каналов была использована нержавеющая аусте-
нитная сталь. На Первой АЭС был отработан простой и безопасный режим
перехода с водяного охлаждения твэлов на паровое, что послужило основой
конструкции уран-графитовых реакторов канального типа с трубчатыми твэла-
ми и ядерным перегревом пара.
Технологические каналы Белоярской АЭС (рис. 2.27, 2.28) содержат труб-
ки и твэлы, размещенные в графитовых металлических втулках, образующих
цилиндр диаметром 75, длиной 13 500 мм у испарительных каналов и 12 900 мм
у пароперегревательных. Первоначально, до 1972 г., в канале было располо-
жено шесть твэлов. Каждый твэл состоит из двух трубок: внутренней, несущей
давление теплоносителя, и наружной. Объем, образованный трубками, запол-
няется топливом.
В испарительный канал теплоноситель поступает в верхнюю головку и по
трубке 20X1 мм подается в нижнюю головку, откуда по шести периферийным
трубкам, несущим твэлы, направляется вверх. При движении вверх вода подо-
гревается от 300 до 330°C (при давлении 13 МПа), частично испаряется и
выходит из канала с 20—30 %-ным паросодержанием.
Для лучшего распределения воды по периферийным трубкам на входе в
каждую из них устанавливается дроссельная шайба. В нижней части каждой
периферийной трубки имеется трубчатый компенсатор температурных расши-
рений. За ним располагаются твэл и подъемная трубка диаметром 20X1 мм.
В пароперегревательный канал пар на перегрев поступает в верхнюю го-
ловку и по трем периферийным трубкам, имеющим компенсаторы температур-
ных расширений, через опускные твэлы направляется вниз к нижней головке,
откуда по трем другим периферийным трубкам с подъемными твэлами подни-
мается вверх к камере. Из этой камеры он поступает в верхнюю головку и по
паропроводу отводится к сборному коллектору перегретого пара.
Ниже приведены основные характеристики испарительного (первая колон-
. ка) и” пароперегревательного (вторая колонка) каналов Белоярской АЭС.
Количество твэлов в канале............................
Длина твэла, мм.......................................
Диаметр оболочки твэла, мм:
наружный.....................................  .	. . .
внутренний .......................................
Материал оболочки...............•.....................
5 или 6	5 или 6
6000	6000
Обогащение по 235U, % ................
Максимальные параметры:
давление, МПа •......................................
температура, °C..................................
мощность, кВт....................................
расход теплоносителя, кг/с ......................
Паросодержание на выходе, %..........................
Температура графита ячейки, °C.......................
20x0,2	20x0,3
12X0,6	12x0,6
Нержавеющая сталь ау-
стенитного класса
До 3	6,5 для
опускного
твэла; 5 для
подъемного
14	12
333	545
623	730
1,4	0,9
До 35	—
До 670 До 870
В 1972 1973 г. в реакторах Белоярской АЭС установили модернизиро-
ванные испарительные и пароперегревательные каналы с пятью твэлами в
каждом канале. Технологические каналы в реакторе первого блока делят ак-
тивную зону на три части. В центре и на периферии располагаются только ис-
63
парительные каналы, а в средней части чередующимися рядами — испаритель-
ные и пароперегревательные. В реакторе второго блока пароперегревательные
и испарительные каналы располагаются в центре активной зоны чередующи-
мися рядами, на периферии расположены только испарительные каналы. В ре-
акторе первого блока БАЭС 730 испарительных и 268 пароперегревательных
каналов. В реакторе второго блока 732 испарительных и 266 пароперегрева-
тельных каналов.
Для определения целостности наружных трубок твэлов вдоль них пере-
качивается газ, поступающий в полость канала из кладки реактора через за-
зоры в графитовых втулках. Отводится газ из верхней части канала через
отверстия в его верхнем кожухе и импульсную трубку, приваренную к стояку
канала. Газ через систему импульсных трубок (от каждого канала) направ-
ляется к приборам, измеряющим его активность. Нарушения в оболочках твэ-
лов определяются по активности газа, поступающего из того или иного канала,
по сравнению с фоновой активностью газа в реакторе. Контроль за герметич-
ностью трубок канала производится по повышению давления в полости кана-
ла. Для этого на каждый канал устанавливается сигнализатор повышения дав-
ления.
Главная особенность реактора первого и второго блоков БАЭС заключа-
ется в ядерном перегреве пара (Р=9 МПа; /=510н-520°C), что позволяет ис-
пользовать на АЭС турбины, применяемые на тепловых станциях. Перегрев
пара до температуры 510—520 °C непосредственно в активной зоне приводит
к необходимости применять температуростойкие материалы, которые неблаго-
приятны в нейтронно-физическом отношении и приводят к снижению общей
эффективности использования ядерного топлива. Это главный недостаток ядер-
ного перегрева пара.
Способ охлаждения активной зоны реактора БАЭС осуществляется двумя
потоками теплоносителя: одним с нагревом до умеренных и другим с нагре-
вом до необходимых высоких температур. В этом случае часть активной зоны
реактора, где осуществляются нагрев и кипение воды, оказывается в благо-
приятных с точки зрения физики реактора условиях работы, а влияние отри-
цательных качеств высокотемпературной части активной зоны существенно
снижается.
Технологические каналы реакторов большой мощности. Раз-
витие энергетических уран-графитовых реакторов связано с прог-
рессом в атомной технике и технологии материалов, применяемых
в реакторостроении. В реакторах Белоярской АЭС осуществляет-
ся охлаждение трубчатых твэлов, заключенных в стальные обо-
лочки, кипящей водой и перегретым паром. Современная техноло-
гия жаропрочных циркониевых сплавов позволяет использовать их
в конструкциях оболочек твэлов в уран-графитовых реакторах вме-
сто твэлов с оболочкой из стали. Циркониевые сплавы имеют су-
щественно меньшее сечение поглощения тепловых нейтронов.
(oaZr = (0,24-0,3) 10-29 м2; оа Fe — (2,54-3) 10-29 м2), что улуч-
шает параметры топливного цикла. Основным конструкционным
материалом, используемым в активной зоне уран-графитового ки-
пящего реактора большой мощности (РБМК), являются цирконие-
вые сплавы.
64
Рис. 2.29. Технологический канал РБМК-1000:
/ — запорная пробка; 2 — обойма; 3 — подвеска; 4 — выход пароводяной смеси; 5 — «уси-
ковый» шов; 6 — верхняя стальная часть корпуса канала; 7 — верхняя металлоконструкция;
8 — защитная пробка; Р —переходник сталь—цирконий; 10 — графитовые кольца; // — сред-
няя циркониевая часть корпуса канала; 12 — нижняя металлоконструкция; 13 нижняя
стальная часть корпуса канала; 14 — сильфонный компенсатор.; 15 сальниковое уплот-
нение; 16 — вход воды
Технологические каналы РБМК представляют собой сварную
трубную конструкцию, предназначенную для установки тепловыде-
ляющей сборки и организации потока теплоносителя (рис. 2.29).
При движении внутри канала снизу вверх теплоноситель (вода)
омывает тепловыделяющую сборку и за счет тепловыделений в
последней вскипает. Пароводяная смесь отводится из верхнего
тракта технологического канала в барабан-сепаратор.
Технологический канал состоит из двух частей: корпуса канала
с графитовыми кольцами и втулками, а также верхнего тракта
3 Зак. 1986	65
канала с запорной пробкой и отводом пароводяной смеси и ниж-
ней концевой части.
Корпус канала сварной конструкции, средняя часть изготовля-
ется из трубы наружным диаметром 88 и толщиной стенки 4 мм,
материал — циркониевый сплав Zr + 2,5 % Nb, а привариваемые к
ней верхняя и нижняя концевые сборки — из коррозионно-стойких
труб (сталь 08Х18Н10Т) различных диаметров. Средняя часть кор-
пуса канала соединяется с концевыми частями при помощи спе-
циально разработанных переходников сталь — цирконий.
Технологический канал в реакторе расположен в трубках-трак-
тах, вваренных в верхнюю и нижнюю металлоконструкции. Непо-
движное закрепление канала осуществляется верхней его частью
с помощью упорного буртика и сварки «усикового» шва. Нижняя
часть канала соединяется с трактом через узел сильфонного ком-
пенсатора, что позволяет компенсировать различие в температур-
ных расширениях технологического канала и металлоконструкции
реактора и создать надежную герметизацию газовой полости.
Кроме того, ниже сильфонного компенсатора расположено-
сальниковое уплотнение на случай выхода из строя сильфона.
Срок службы корпуса технологического канала рассчитан на
30 лет, при необходимости он заменяется на остановленном реак-
торе при помощи специального агрегата, который в глубине верх-
него тракта дистанционно сре-
зает «усиковый» шов между
трактом и каналом, после смены
канала также дистанционно про-
изводит сварку этого шва. Ниж-
ний шов между сильфоном и ка-
налом срезается и заваривается
специальным сварочным аппа-
ратом.
По ходу движения теплоноси-
теля верхний тракт канала гер-
метизируется запорным устройст-
вом в виде пробки с шариковым
затвором й раздавливаемой ме-
таллической прокладкой (рис.
2.30). Так как операция по уплот-
Рис. 2.30. Запорная пробка канала
РБМК-1000:
а — рабочее положение — канал загер-
метизирован (прокладка’ уплотнена);
б — положение пробки перед началом
герметизации канала и при его разгер-
метизации (прокладка разуплотнена);.
1 — хвостовик; 2 — фланец; 3 — полу-
кольцо; 4 — винт; 5 — упорное кольцо;
6 — обойма тракта; 7 — наплавка; 8 —
шар; 9 — обойма пробки; 10 — распор»-
ная втулка; // — нажимная втулка;
12— прокладка;. 13 — корпус подвес-
ки
66
нению, разуплотнению и смене кассеты производится разгрузоч-
но-загрузочной машиной (РЗМ) с дистанционным управлением
пробка имеет простую конструкцию, обеспечивающую надежное
проведение РЗМ. операций, связанных с ее извлечением.
Основными рабочими органами в пробке являются винт и обой-
ма, выполненные из наиболее твердой стали. РЗМ при установке
канала воздействует специальным ключом на винт, который обес-
печивает закрепление и герметизацию пробки в корпусе тракта.
При установке ТВС в канал подвеска, собранная в единый узел
с пробкой, опускается в корпус тракта. Винт при этом вывернут
до отказа вверх, шарики закатываются в проточку распорной втул-
ки и не выходят за пределы наружного диаметра обоймы. При
уплотнении винт по резьбе в гайке заворачивается ключом РЗМ
и в процессе перемещения частично выталкиват шарики из гнезд
обоймы увеличенным диаметром распорной втулки в кольцевую
канавку корпуса. При дальнейшем вращении винта шарики, упи-
раясь, препятствуют продольному перемещению обоймы вверх и
создают возможность обжатия прокладки нажимной втулкой.
Ниже приведены основные характеристики ТВС РБМК-1000
(первый столбец) и РБМК-1500 (второй столбец).
Мощность максимальная канала, кВт.............................. 3000	4500
Расход теплоносителя через к^нал, кг/с...................... 8,2	6,6
Максимальное паросодержание на выходе, %....................... 19,6	36
Параметры теплоносителя на входе в ТВС:
давление, МПа................................................. 7,97	8,73
температура, °C.....................•...................... 265	259
Параметры на выходе из ТВС:
давление, МПа.....................•............................ 7,56	7,51
температура, °C........................................... 289,3	288
Максимальная скорость теплоносителя на	выходе	из ТВС, м/с .	18,5	25,4
Максимальная линейная мощность твэла,	Вт/см................... 330	550
ТВС с твэлами устанавливается внутри канала на подвеске,
которая удерживает ее в активной зоне реактора и при помощи
разгрузочно-загрузочной машины обеспечивает замену обработав-
шей сборки без остановки реактора. -Между сборкой и запорной
пробкой установлена стальная сплошная пробка, являющаяся био-
логической защитой. К ТВС предъявляются повышенные требова-
ния по надежности, кроме того, длина ТВС около 10 000 мм при
относительно небольшом диаметре 79 мм вызывает дополнитель-
ные трудности при перегрузке, так как должна быть обеспечена
машинная перегрузка ТВС как на остановленном, так и на рабо-
тающем реакторе.
Тепловыделяющая часть канала РБМК-1000 (рис. 2.31) состо-
ит из двух ТВС, несущего центрального стержня, хвостовика, штан-
ги, наконечника. ТВС собирается из 18 твэлов стержневого типа
диаметром 13,5x0,9 мм, каркаса и крепежных деталей; ТВС взаи-
мозаменяемы. Каркас состоит из центральной трубы, на которой
закреплены одна концевая и десять дистанционирующих решеток.
Дистанциоцирующие решетки служат для обеспечения требуемого
3*	67
Рис. 2.31. ТВС РБМК-1000:
1 — подвеска; 2 — переходник; 3 — хвостовик; 4 — твэл; 5 — несущий стержень; 6 — втул-
ка; 7 — наконечник; 8 — гайка
расположения твэлов в поперечном сечении ТВС и крепятся в
центральной трубе. Крепление дистанционирующих решеток позво-
ляет им смещаться вдоль оси на расстояние 3,5 м при тепловом
расширении твэлов. Крайняя дистанционирующая решетка крепит-
ся на шпонке для увеличения жесткости против скручивания пучка.
Дистанционирующая решетка представляет собой сотовую кон-
струкцию и собирается из центральной, шести промежуточных, две-
надцати периферийных ячеек и обода, соединенных между собой
точечной контактной сваркой. На ободе предусмотрены дистанцио-
нирующие выступы.
68
Центральная труба ТВС на конце имеет прямоугольный срез на
половину диаметра для стыковки ТВС друг с другом в канале.
При этом обеспечивается необходимая соосность твэлов двух ТВС
и исключается поворот их относительно друг друга.
Твэлы жестко закреплены в концевых решетках ТВС (на верх-
ней и нижней границах активной зоны), и при работающем реак-
торе зазор в центре активной зоны выбирается за счет термиче-
ского расширения. Сокращение расстояния между твэлами в цент-
ре активной зоны уменьшает всплеск тепловыделения и снижает
температуру топлива и конструкционного материала в зоне заглу-
шек твэлов. Использование двух ТВС по высоте активной зоны
позволяет каждой сборке работать в зоне как максимума, так и
минимума энерговыделения по высоте.
Все детали ТВС кроме штанги и дистанционирующих решеток
изготовляются из циркониевого сплава. Штанга, служащая для
соединения сборки с подвеской, и дистанционирующие решетки
выполнены из нержавеющей стали Х18Ш0Т.
Анализ теплогидравлических и прочностных характеристик ре-
актора РБМК-1000 выявил имеющиеся резервы по увеличению
мощности установки. Увеличение критической мощности техноло-
гического канала, т. е. мощности, при которой на поверхности твэ-
лов наступает кризис теплообмена, сопровождающийся недопусти-
мым повышением температуры циркониевой оболочки, было достиг-
нуто введением в тепловыделяющую сборку интенсификаторов теп-
лообмена. Применение решеток-интенсификаторов с осевой закрут-
кой потока теплоносителя позволило увеличить мощность техно-
логического канала РБМК-1000 в 1,5 раза. Конструкция ТВС
РБМК-1500 отличается от конструкции ТВС РБМК-1000 тем, что
в верхней ТВС используются дистанционирующие рещетки-интенси-
фикаторы, в остальном конструкция ТВС не имеет принципиаль-
ных отличий. Сохранение сопротивления контура циркуляции до-
стигается снижением расхода теплоносителя.
Увеличение мощности ТВС вызывает соответствующее увеличе-
ние линейной мощности твэлов до 550 Вт/см. Отечественный и за-
рубежный опыт показывает, что такой уровень линейной мощности
не является предельным. На ряде станций США максимальные
линейные мощности составляют 570—610 вт/см.
Для монтажа и замены корпуса технологического канала в
процессе эксплуатации, а также для организации надежного теп-
лоотвода для графитовой кладки к каналу на средней части его
находятся кольца «твердого контакта» (рис. 2.32). Разрезные коль-
ца высотой 20 мм размещаются по высоте канала вплотную друг
к другу таким образом, что каждое соседнее кольцо имеет надеж-
ный контакт по цилиндрический поверхности либо с трубой кана-
ла, либо с внутренней поверхностью графитового блока кладки, а
также по торцу между собой. Минимально допустимые зазоры ка-
нал— кольцо и кольцо — блок определяются из условия недопу-
стимости заклинивания канала в кладке в результате радиацион-
ной усадки графита и увеличения диаметра канала в результате
69
Рис. 2.32. Установка технологического ка-
/ нала в графитовой кладке:
/ — труба (сплав Zr+2,5 % Nb); 2 — наруж-
2 гРаФитовое кольцо; 3 — внутреннее гра-
фитовое кольцо; 4 — графитовая кладка
3
ползучести материала трубы. Не-
значительное увеличение зазоров
4 приведет к ухудшению теплоотвода
от графита кладки. На верхней ча-
сти корпуса канала приварено не-
сколько втулок, предназначенных
для улучшения теплоотвода от ме-
таллоконструкций реактора для
обеспечения радиационной безопас-
ности и создания технологических
баз при изготовлении корпуса ка-
нала.
Как уже отмечалось, цирконие-
вые сплавы применяются в основ-
ном для изготовления элементов
активной зоны реактора, в которых
в полной мере используются их спе-
цифические свойства: нейтронная
«прозрачность», жаропрочность, коррозионная и радиационная
стойкость и т. п. Для изготовления других частей реактора приме|-
няют более дешевый материал — нержавеющую сталь. Сочетание
этих материалов определяется требованиями, предъявлямыми
к конструкции, а также экономическими соображениями в отноше-
нии материалов и технологии. Различие физических, механических
и технологических свойств циркониевых сплавов и сталей вызыва-
ет проблему их соединения.
В промышленных реакторах известны соединения стали с цир-
кониевыми сплавами механическим способом, например в канад-
ских реакторах «Пикеринг-2, -3 и -4» соединение канальных труб
из циркониевого сплава с концевыми фиттингами из отпущенной
нержавеющей стали (рис. 2.33) производилось^ помощью вальцов-
ки. Однако такие соединения удовлетворительно работают при тем-
пературе 200—250 °C. За рубежом исследовались соединения ста-
ли с цирконием сваркой плавления (аргонно-дуговой) и сваркой
в твердой фазе. Аргонно-дуговая сварка проводится при более вы-
соких температурах, чем сварка в твердой фазе, что приводит к
образованию в зоне соединения прослоек хрупких интерметалли-
дов, отрицательно влияющих на механические и коррозионные свой-
ства шва. Среди исследуемых методов соединения сплавов цирко-
ния со сталью в твердой фазе являются сварка взрывом, совмест-
ная ковка, штамповка, сварка давлением, совместное прессование,
контактно-реактивная пайка, сварка трением и др.
Однако все эти соединения неприменимы для труб технологи-
ческого канала реактора РБМК, так как все они предназначаются
70
Рис. 2.33. Соединение сталь — цирконий:
1 — труба (сталь марки 0Х18Н10Т);	2 — штуцер (биметалл); 3 — ниппель (сплав Zr+
+ 2,5 % Nb); 4 — труба (сплав Zr+2,5 % Nb)
для работы при других параметрах, и они не могут обеспечить
необходимую плотность и прочность.
Средняя циркониевая часть канала РБМК, находящаяся в ак-
тивной зоне реактора, соединяется с концевыми сборками из не-
ржавеющей стали при помощи специальных переходников сталь—•
цирконий. Переходники сталь — цирконий получены методом диф-
фузионной сварки.
Сварка осуществляется в вакуумной камере в результате силь-
ного прижатия друг к другу нагретых до высокой температуры
деталей из циркониевого сплава и нержавеющей стали. После ме-
ханической обработки получается переходник, один конец кото-
рого— циркониевый сплав, другой — нержавеющая сталь. Для
уменьшения напряжений, возникающих в соединении с большой
разницей в коэффициентах линейных расширений циркониевого
сплава (а = 5,6-10~6 1/°С) и стали 0Х18Н10Т (а = 17,2-10-6 1/°С),
применяется бандаж из биметаллических горячепрессованных труб
(сталь марки 0Х18Н10Т + сталь марки 1Х17Н2) (а= 11 • 10~6 1/°С).
Соединение переходника с циркониевой трубой наружным диа-
метром 88 и толщиной стенки 4 мм осуществляется электронно-лу-
чевой сваркой. К сварным швам предъявляются те же требования
по прочности и коррозионным свойствам, что и к основной трубе.
Разработанные режимы электронно-лучевой сварки, способы и ре-
жимы механической и термической обработки сварных швов и око-:
лошовных зон позволили получить надежные вакуумно-плотные
сварные соединения сталь—цирконий.
2.2.4.	Конструкции ТВС атомных станций теплоснабжения
Для атомных станций теплоснабжения (ACT) можно исполь-
зовать любые из эксплуатируемых в настоящее время ядерных
реакторов. Но большинство из них, если будут использоваться
только для целей теплоснабжения, являются в настоящее время
71
нерентабельными. Наиболее удобными для теплофикации оказы-
ваются водо-водяные реакторы под давлением, которые обладают
преимуществом саморегулирования, обусловленным естественной
циркуляцией теплоносителя, что значительно упрощает вспомога-
тельные системы первого контура, облегчает обслуживание, а так-
же управлением реактором.
Активная зона шведско-финского проекта реактора Secure
охлаждается некипящей водой под давлением, которая при рас-
ходе 1900 кг/с подогревается от 90 °C на входе в зону (Рвх =
= 0,838 МПа) до 115°C на выходе (Рвых = 0,706 МПа). Первый
контур состоит из трех циркуляционных петель, две из которых
работают в условиях нормальной эксплуатации, а одна (контур
естественной циркуляции, соединяющий активную зону с бассей-
ном холодной борированной воды) образуется автоматически при
любых аварийных ситуациях.
Квадратная ТВС состоит из 60 твэлов. Циркониевые оболочки
твэлов диаметром 12,35X0,8 мм наполняются таблетками из дву-
окиси урана 010,44 мм. Все твэлы одной сборки имеют одинаковое
обогащение. Восемь твэлов из шестидесяти содержат в каждой
второй таблетке толщиной 6 мм 5 % Cd2O3, с помощью которой
компенсируется выгорание твэлов. При выборе шага решетки учи-
тывалось, что отношение объемов замедлителя и топлива с точки
зрения теплогидравлических, физических и конструкционных ха-
рактеристик активной зоны должно быть оптимальным. Расчетное
отношение объема замедлителя и топлива 1,6 было получено при
шаге 15 мм (с учетом объема воды в центральном канале и во
всех зазорах внутри и снаружи канала).
Центральная часть ТВС, ограниченная квадратной цирконие-
вой оболочкой, используется для остановки реактора путем введе-
ния поглотителей нейтронов.
Использование ТВС в собственных кожухах обеспечивает бо-
лее высокие массовые скорости теплоносителя в горячем канале,
чем их среднее значение при использовании различных дроссели-
рующих устройств на входе. При использовании сборок без кожу-
хов необходимо было бы увеличение давления в активной зоне
для обеспечения тех же массовых скоростей'теплоносителя в горя-
чем канале во избежание значительного роста паросодержания на
выходе из канала.
Чтобы улучшить распределение энерговыделения по оси, т. е.
уменьшить коэффициент неравномерности, концы твэлов на десятой
части общей длины оставляют без выгорающего поглотителя.
Предполагается, что таким образом можно будет предотвратить
увеличение максимальных значений коэффициентов неравномерно-
сти энерговыделения в течение кампании реактора.
Активная зона французского реактора Thermos собирается из
96 ТВС, каждая из которых состоит из Э^твэлов пластинчатого
типа. Расход теплоносителя обеспечивается насосами, а после их
включения — естественной циркуляцией теплоносителя, которая
возникает в аварийных ситуациях. Технология изготовления пла-
72
стинчатых твэлов хорошо отработана во Франции для реакторов
малой и средней мощности. Пластинчатый тип конструкции твэ-
лов имеет определенные преимущества по сравнению с более рас-
пространенными типом твэлов цилиндрической формы. Плоские
твэлы позволяют осуществлять жесткий контроль качества топли-
ва и распределения его по пластине в процессе изготовления и
имеют хорошие механические характеристики. В квадратных ТВС
пластинчатые твэлы соединены между собой сварными планками.
Между сборками перемещаются по циркониевым направляющим
крестообразные циркулирующие стержни, содержащие гафний.
Целостность ТВС должна сохраняться при различных условиях,
и на разных этапах охлаждения реактора после его остановки
один регулирующий механизм соединен с несколькими крестооб-
разными стержнями, каждый из которых может приводиться в дей- =
ствие отдельно.
В нашей стране проводятся работы по созданию ACT с реак-
тором водо-водяного типа с естественной циркуляцией теплоноси-
теля в первом контуре. ТВС для реактора ACT содержит пучок
твэлов диаметром 13,6 мм, заключенный в шестигранный чехол
толщиной 1,5 мм из сплава циркония с ниобием, и верхний и ниж-
ний стальные концевики. Пучок прикреплен к нижнему концевику
через опорную стальную решетку. Дистанционирование элементов
по вертикали осуществляется шестью промежуточными дистанцио-
нирующими решетками, равномерно расположенными по длине и
закрепленными на центральной трубе пучка, и верхней концевой
; решеткой. Твэл выполнен из трубки размером 13,6X0,9 мм из цир-
кониевого сплава (с 1 % ниобия) и заполнен таблетками из спе-
ченной двуокиси урана.
Для управления мощностью реактора в каждой ТВС (за иск-
лючением центральной) располагается регулятор. Он состоит из
।	18 подвижных поглощающих стержней, объединенных общей тра-
версой. Стержни размещаются в направляющих циркониевых труб-
ках размером 18X1 мм, дистанционируемых в пучке вместе с твэ-
лами. Стержень поглотителя представляет собой трубку размером
12,5X1,2 мм из нержавеющей стали, начиненную блочками из кар-
бида бора.
Для частичной компенсации запаса реактивности на выгорание
и для профилирования распределения энерговыделения по высоте
‘ активной зоны в 'ТВС устанавливаются вместо шести тепловыде-
ляющих поглощающие элементы. Они представляют собой трубку
размером 13,6X0,9 мм из циркониевого сплава, заполненную вы-
горающим поглотителем — естественным бором (или иным вещест-
вом) в алюминиевой матрице.
'	Для контроля за нейтронно-физическими и теплогидравлически-
ми параметрами активной зоны предусмотрены специальные изме-
рительные зонды. Для этого в ТВС вместо одного из твэлов уста-
навливается направляющая циркониевая трубка размером 13,6Х
4	Х0,9 мм, служащая для размещения зонда диаметром 8—9 мм, со-
держащего термопреобразователи и датчики нейтронного потока.
73
Подвижные поглощающие стержни из трех ТВС объединяются
и образуют рабочий орган системы управления и защиты реакто-
ра. Эта система выполняет роль аварийной защиты, компенсирует
избыточную реактивность, необходимую для получения кампании
топлива, изменяет реактивность в процессе регулирования мощно-
сти реактора.
Особенности топливных элементов. В активной зоне ACT исполь-
зуются традиционные для ядерной энергетики СССР конструкции,
хорошо зарекомендовавшие себя на практике. В качестве чехлов
ТВС применяют шестигранные трубы, размеры и технология изго-
товления которых аналогичны применяемым для чехлов ТВС ре-
актора ВВЭР-1000.
Применение естественной циркуляции теплоносителя позволяет
ограничиться минимальным числом дистанционирующих решеток
и улучшить нейтронно-физические и гидравлические свойства ТВС.
Крепление элементов ТВС на сравнительно тонкой нижней опор-
ной решетке позволяет получить минимальное гидравлическое со-
противление и равномерное распределение теплоносителя на входе
в сборку. Набор дистанционирующих решеток и их конструкция
обладают необходимой жесткостью и прочностью и обеспечивают
стабильность пучка элементов во всех эксплуатационных режимах,
а также в аварийных ситуациях, включая землетрясение силой до
9 баллов.
В активной зоне используются твэлы диаметром 13,6 мм, в поль-
зу этого выбора (по сравнению с элементами диаметром 9,1 мм)
следует отметить следующее:
пучок элементов жестче, механически устойчивее, меньше под-
вержен возможности возникновения вибраций в потоке воды или
пароводяной смеси, а это позволяет устанавливать меньшее коли-
чество дистанционирующих решеток, представляющих собой по-
глощающие нейтроны стальные конструкции и обладающих мест-
ным гидравлическим сопротивлением;
при приемлемых соотношениях замедлителя и топлива гидрав-
лическое сопротивление меньше за счет как меньшего сопротивле-
ния трения, так и меньшего числа местных гидравлических сопро-
тивлений (на промежуточных решетках), что'Приводит к улучше-
нию гидравлических характеристик ТВС;
топливные решетки с двуокисью урана в значительной степени
являются гомогенными со слабым гетерогенным эффектом. Поэто-
му увеличение диаметра элементов увеличивает гетерогенный эф-
фект и улучшает баланс нейтронов, что в конечном счете приводит
к увеличению глубины выгорания топлива.
Большой диаметр элементов означает и больший диаметр топ-
ливного сердечника, что при одинаковой загрузке приводит к
уменьшению числа элементов в активной зоне, расхода циркония
на оболочке, протяженности и количества? сварных швов и как
следствие — к меньшей вероятности разгерметизации элементов.
Технология изготовления ТВС при одном и том же поперечном
размере сборки и разных диаметрах элементов проще и дешевле
74
при элементе большого диаметра, а стоимость производства эле-
ментов большого диаметра на единицу веса топлива ниже.
Все это, а также применение в активной зоне конструкционных
материалов с малым сечением поглощения нейтронов для трубок
и оболочек элементов и для чехлов ТВС, применение низкообога-
щенного топлива двуокиси урана в режиме частичных перегрузок
позволяет получить относительно глубокое выгорание топлива и
обеспечивает минимальную топливную составляющую, что в свою
очередь снижает себестоимость тепловой энергии.
Расчет .максимальной температуры центра твэлов, выполнен-
ный для максимальной линейной нагрузки <у = 220 Вт/см, при сред-
ней глубине выгорания 20 МВт-сут/кг показал, что максимальная
температура в топливе равна 1225 °C. Последнее дает основание
ожидать несущественных изменений в топливе в процессе его ра-
боты (за исключением обычного и неизбежного растрескивания
топливных таблеток-брикетов). В связи с этим можно предпола-
гать, что процесс радиационного спекания топлива коснется лишь
незначительной его части. Выход газообразных продуктов деления
и радиационное распухание топлива также будут незначительны-
ми. Вся масса топлива находится в той области температур (ме-
нее 1700°C), где выход газообразных осколков деления из топлива
под оболочку элемента весьма мал и определяется в основном
плотностью (пористостью) топливных таблеток. Относительный вы-
ход составляет около 2 %. При выгорании топлива 20 МВт-сут/кг
под оболочку выйдет около 50 см3 газа, что создает в рабочих
условиях давление около 0,4 МПа.
2.2.5.	Конструкции ТВС газоохлаждаемых реакторов
В высокотемпературных газоохлаждаемых реакторах ВТГР активная зона
или формируется из засыпки шаровых твэлов, или собирается из призматиче-
ских ТВС.
Призматические ТВС конструируются в виде массивного монолитного бло-
ка из графита, в котором имеются каналы для твэлов и гелиевого теплоноси-
теля. Разрабатывались три различные призматические ТВС. В первых разра-
ботках топливо размещалось в изолированных от теплоносителя глухих кана-
лах, расположенных по' шестиугольной схеме с осями, параллельными оси
блока.
Топливные элементы находятся в промежутках между каналами тепло-
носителя. Тепло через графитовую матрицу передается теплоносителю. Нали-
чие зазора между топливом, заполняющим канал, и стенкой канала приводит
к повышенным температурам топлива. В связи с этим повышается температура
матрицы и возникают значительные тепловые напряжения в блоке. Такой тип
ТВС называется «горячим блоком» (рис. 2.34).
Блок АЭС в Форт-Сент-Врейне имеет 318 каналов, из них 210 топливные,
в блоке АЭС в Фултоне число каналов сокращено до 200, топливных до 132.
Шестигранные блоки имеют размер «под ключ» 360 высоту 790 мм. Диаметр
канала для теплоносителя проектируется равным 15,9—21 канала для топлива
12,7—15,9 мм. Стержневые твэлы, вставляемые в канал блока свободно, не
75
О о о о о.. v
О О О о о О О OQO о
OQO оо
О°
э оО
о оО о оо° °О
О о о О о о О о_о
ЬеО о о'О-е-о
Оо oQo о оо о
1
ОооОооО-.-- -
о ооо оОо о()о oQo ооо о
оо о оОо оОоТоОо oQo оО о
OooqooOo -~	~ г
ooOooQooc
о -ео-е-еО э-
ooOooQooG чх - — - -
Оо оо ооооon ° oqoooooO
oQo о о о о о oYo о о о о ° ° О °
OOQOOOOOQOOOOOOOO
ОоооооОог'-''’"г'"г''г'
oQooQo"'
о оО° °C
О° ° Оо
°О° ос
о оОо	~
О о о О о, о О о о О //
оОоoQo оо
) о о о° о о°
Do OQ о о
о оо о
)O OQO
оОо е-
V
Рис. 2.34. Призматическая ТВС ВТГР:
1 — канал для теплоносителя; 2 — канал для
топлива
имеют защитной оболочки, так как прямой
контакт твэлов с теплоносителем отсутствует.
Сборка ТВС заключается в механическом
введении твэлов в каналы блока. Устойчи-
вость вертикальных колонн, набранных из
призматических ТВС, осуществляется за счет
выступов и впадин, имеющихся в горизонталь-
ных поверхностях блока. В установке Dragon
используется усовершенствованная конструк-
ция блочной ТВС (рис. 2.35). В шестигранном
блоке высотой 1000 и размером под ключ
442 мм расположены 18 каналов для твэлов.
Диаметр каналов, в которых размещаются
трубчатые твэлы, 60—70 мм. Твэлы разрабо-
таны в трех вариантах, характерной особен-
ностью которых является наличие централь-
ного канала для прохода теплоносителя. От-
вод тепла осуществляется с внешней и внутренней поверхностей твэлов. Дистан-
ционирование трубчатых твэлов осуществляется с помощью трех вертикальных
ребер.
Топливосодержащая зона в двух вариантах имеет трубчатую форму, в
третьем варианте топливо распределено в графитовой матрице в виде стерж-
ней. Рассмотренная конструкция ТВС по сравнению с первым поколением приз-
матических ТВС имеет ряд преимуществ: температура блока близка к темпе-
ратуре теплоносителя; графитовый блок подвергается только механическим
нагрузкам; теплопередающую функцию выполняют трубчатые твэлы. Основным
недостатком сборных призматических ТВС является сложность конструкции
твэлов.
Западногерманской фирмой NUKEM разработана конструкция монолитной
призматической ТВС (рис. 2.36). По сечению шестигранного блока имеется
18 каналов для топливных стержней диаметром 26 мм, окруженных каналами
для прохода гелия диаметром 12,2 мм. При конструировании этой ТВС ис-
пользованы лучшие качества двух предшествующих конструкций.
Используемый диаметр твэлов в 4 раза превышает диаметр твэл ТВС
первого поколения, что обеспечивает большую энергонапряженность. Для эф-
фективного охлаждения твэлов толщина перемычки между топливом и охлаж-
дающими каналами не превышает 4 мм. Матрица изготовлена из изотропного
графита, и твэлы запрессовываются в соответствующие каналы (монолитная
конструкция). Отсутствие зазора между твэлом и матрицей обеспечивает хо-
рошую теплопроводность, что снижает температурные напряжения в блоке.
Конструкция фирмы NUKEM считается наиболее перспективной призматиче-
ской ТВС.
В реакторах ВТГР, разрабатываемых в СССР, предусматривается исполь-
зование шаровых твэлов, являющихся более перспективными в настоящее время.
Шаровые твэлы состоят из содержащей топливо внутренней зоны и гра-
76
Рис. 2.35. Призматическая ТВС реактора DRAGON:
а — топливная сборка; б — конструкция многоэлементного твэла; в — конструкция
трубчатого твэла; г — конструкция твэла типа «полый стержень»; 1 — топливная зона;
2 — графитовая труба; 3 — внутреннее охлаждение; 4 — зазор для теплоносителя
фитовой оболочки диаметром 50—60 и толщиной около 5 мм. Конструкция
или, вернее, технология изготовления шаровых твэлов для разных проектов
ВТГР разнообразна. Сборные твэлы первой и второй загрузок западногер-
манского реактора AVR представляют собой механически обработанные полые
сферы из пироуглерода диаметром 60 мм, заполненные смесью микротвэлов,
графитового порошка и связующего материала. Герметизация осуществляется
резьбовой графитовой пробкой (рис. 2.37).
Монолитные шаровые твэлы изготовляются прессованием, при этом обес-
печивается прочная связь между сердечником твэла и безурановой оболочкой.
Диаметр топливного сердечника 50 шаровой оболочки 60 мм.
Для многократного использования сферических твэлов предложена конст-
рукция, где твэл имеет внешнюю оболочку толщиной 10 мм, сферическую по-
лость и центральное ядро, фиксируемое четырьмя опорами. Полость засыпа-
ется микросферами топлива с покрытием. После просверливания отверстия топ-
77
Рис. 2.36. Призматическая
ТВС фирмы NUKEM:
1 — канал для топлива; 2 — ка-
нал для теплоносителя
либо может быть удалено из твэла и замене-
но новым, что способствует снижению стои-
мости топливного цикла реактора.
Как отмечалось выше, для высокотемпе-
ратурных реакторов разработаны две основ-
ные конструкции топливных элементов: приз-
матические и шаровые. Несмотря на явное
конструкционное различие их есть общие
концепции создания ТВС: сборочная и моно-
литная. В настоящее время трудно оценить
очевидные преимущества одного' вида ТВС
перед другим и, по-видимому, оба направле-
ния на данном этапе создания опытно-про-
мышленных ВТГР будут развиваться парал-
лельно. Тем не менее необходимо отметить,
что шаровые твэлы имеют отработанную тех-
нологию изготовления, но затрудняют доступ
в активную зону. В то же время техно-
логия изготовления призматических ТВС
недостаточно отработана, а в случае бло-
кирования охлаждающих каналов могут
возникнуть критические ситуации в активной
зоне.
Рис. 2.37. Шаровые твэлы:
а _ полый твэл со сферическим сердечником; б — полый твэй с цилиндрическим сердеч-
ником; в — полый твэл со сферическим слоем топлива; г — прессованные твэлы со сплош-
ным шаровым сердечником; д — прессованный твэл со сферическим слоем топлива; 1 —
графитовая оболочка; 2 — графитовая пробка; 3 — шаровой сердечник топлива; 4 — ци-
линдрический сердечник топлива; 5 — заполнитель (графитовая масса); 6 — сфериче-
ский слой ядерного горючего; 7 — оболочка из карбида кремния
78
2.2.6.	Технологическая схема изготовления ТВС реактора
Для сборки ТВС используют следующие основные элементы: твэлы; кон-
цевые, дистанционирующие, направляющие (заставляющие поток теплоноси-
теля интенсивно перемешиваться) решетки; концевые детали; обжимные втул-
ки, крепящие твэлы к концевой решетке и фиксирующие решетки по высоте ТВС.
По данным американской фирмы «Бабкок энд Уилкокс» для компоновки одной
ТВС реактора типа ВВЭР требуется около 240 заглушек для твэлов, 20 на-
правляющих труб для регулирующих стержней, 20 верхних и нижних втулок
и крепежных деталей, 32 детали для крепления решеток, 420 опорных концевых
деталей, 2000 таблеток с поглотителем нейтронов и около 40 000 топливных таб-
леток.
Дистанционирующие, направляющие решетки обычно состоят из большого
числа гофрированных элементов и штампованных полос с пазами различных
видов и размеров. При изготовлении решеток широко применяются электро-
искровая резка, штамповка на листоштамповочных прессах.
Крепление решеток с обжимными втулками для гильз, в которые в даль-
нейшем вставляют регулирующие стержни, и центральной трубы (для датчиков
контрольных приборов) осуществляется в кондукторе точечной сваркой. При
изготовлении решеток требуется чрезвычайно высокая точность, так как от
этого зависит качество ТВС, точность размеров которых находится в непо-
средственной зависимости от точности шага решеток и перпендикулярности
деталей.
Затем осуществляется сборка каркаса ТВС, состоящего из набора обжим-
ных втулок, концевых, дистанционирующих и направляющих решеток и втулок
для гильз, в которые в дальнейшем помещают регулировочные стержни. Сборка
производится на сборочном столе в специальном ложементе с помощью фик-
саторов-, закрепляющих все' основные элементы каркаса. Набор обжимных
втулок и решеток размещается в ложементе (по месту), после чего устанав-
ливаются гильзы регулирующих стержней. Гильзы, проходящие по всей длине
каркаса, являются основными опорными элементами конструкции ТВС. Кроме
гильз основой каркаса служит центральная направляющая труба. Гильзы про-
тягивают через обжимные втулки и механически скрепляют с ними для про-
дольной фиксации. Далее устанавливают и закрепляют нижний наконечник —
хвостовик, служащий опорой ТВС при работе ее в активной зоне реактора.
Центральная опорная трубка соединяется с наконечником механически и за-
тем приваривается для обеспечения жесткости при дальнейшей сборке.
Твэлы вставляются в ячейки решеток рядами. При протягивании твэлов
через решетки на них подают тонкой струей воду, играющую роль смазки.
После установки всех твэлов к верхним концам гильз приваривают головку
ТВС. В гильзы при работе реактора помещают регулирующие стержни, пред-
ставляющие собой поглощающие нейтроны трубки из карбида бора или гафния
в оболочках из нержавеющей стали. Регулирующие стержни обычно имеют та-
кой же размер, как и твэлы и в ТВС занимают их место. Обычно в активной
зоне реактора около Уз всех ТВС содержат регулирующие стержни, тем не ме-
нее в каждой кассете имеются Гильзы для их установки, что обеспечивает
возможность перестановки ТВС. После установки в гильзы регулирующих
стержней ТВС подвергается промывке последовательным погружением в не-
сколько ванн и проверяется на «проходимость в стапель», при которой конт-
79
ролируют постоянство сечения ТВС по высоте и прямолинейность. Готовый
ТВС вместе со сборочным столом перемещают к прибору, контролирующему
радиоактивность, после чего устанавливают в вертикальное положение для
окончательного осмотра и контроля размеров. После перевода кассеты в вер-
тикальное положение снимают фиксаторы, поставленные при сборке каркаса
ТВС.
Чехловые ТВС устанавливают в чехол, размер которого контролируется.
Движущиеся датчики перемещаются по всей длине для контроля перекрутки
(винт), прогиба и напряжений в чехле. ТВС промывают в ацетоне и сушат
сжатым воздухом, после чего в пластиковой упаковке помещают в транспорт-
ный контейнер.
Окончательная проверка ТВС на соответствие их требованиям специфика-
ций производится на месте до введения в активную зону реакторов.
По мере усовершенствования конструкции шаровых твэлов технология их
изготовления претерпела некоторые изменения. Первые шаровые твэлы реактора
изготовлялись механической обработкой графитового сферического полого кор-
пуса, который затем заполнялся смесью топливных частиц, графитового и
связующего порошков. Загрузочное отверстие в шаре уплотнялось графитовой
пробкой с резьбой, после чего производилось дополнительное уплотнение резь-
бового соединения пиролитическим углеродом. Способ изготовления полых ша-
ров путем обточки графитовых заготовок относительно дорог. В настоящее
время используется более совершенный метод изготовления сферических твэ-
лов — прессование, наиболее перспективным считается вариант изотропного мо-
нолитного твэла, который представляет собой сферу, состоящую из гомоген-
ной уран-графитовой зоны диаметром 60 мм. Объемная загрузка микротоплива
в сердечники твэла составляет 12—16 %.
Микротопливо защитной оболочкой из матричной композиции смешивают
с графитовой фракцией крупностью около 1 мм. Смесь дозируют и загружают
в разъемную пресс-форму из силиконового каучука, которая состоит из двух
цилиндров с центральной эллипсоидной полостью. Размеры полости позволяют
получить при прессовании сердечник твэла диаметром 50 мм. После заполне-
ния гомогенной смесью матричной композиции и микротоплива форму помещают
в стальную пресс-форму, где осуществляется двустороннее прессование сердеч-
ника при давлении 3 МПа. Спрессованный сердечник перегружают в другую
пресс-форму большего диаметра, в которую предварительно засыпают матрич-
ну композицию в количестве, необходимом для создания безурановой оболочки
толщиной 5 мм. Затем производят герметизацию пресс-формы и окончательное
прессование шарового твэла при давлении 300 МПа.
В процессе двухстадийной термообработки происходит коксование связую-
щего материала и спекание матрицы (температура 800°C, атмосфера — азот),
затем спекание и обезгаживание матрицы. Окончательную форму изделию при-
дают при механической обработке поверхности.
Механическая прочность шаровых твэлов характеризуется усилием, которое
требуется для разрушения элемента между двумя стальными плоскими пласти-
нами.
Шаровые твэлы непрерывно циркулируют в активной зоне реактора: под-
считано, что для обеспечения безаварийной работы все4 твэлы должны выдер-
жать не менее 50 падений с высоты 5 м. К шаровым твэлам предъявляются
требования на аварийный износ, который не должен превышать 3—5 мг/(см2-ч).
80
При превышении указанного значения графитовая пыль, переносимая гелием»,
может привести к нарушению безопасности реактора. В соответствии с этими,
требованиями для шаровых твэлов обязательно исследуется значение абра-
зивного износа.
Описанная схема технологии изготовления шаровых твэлов для высокотем-
пературных газоохлаждаемых реакторов обеспечивает получение твэлов, удов-
летворяющих предъявленным требованиям.
Технологическая схема изготовления призматических ТВС для высокотем-
пературных газоохлаждаемых реакторов аналогична схеме изготовления шаро-
вых твэлов.
ГЛАВА 3
РЕАКТОРЫ АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ
3.1.	Конструкции водо-водяных энергетических реакторов
Более 80 % установленных мощностей мировой ящерной энер-
гетики вырабатывается водо-водяными энергетическими реактора-
ми (табл. 3.1). За 25 лет своего развития водо-водяные реакторы
прошлй сложный путь от экспериментальных малой мощности
[<100 МВт (эл.) до реакторов электрической мощностью 1200—
1300 МВт. В настоящее время АЭС с водо-водяными реакторами
вступили в стадию широкой стандартизации, что позволит сни-
зить стоимость производства электроэнергии, повысить надежность,
работы, сократить сроки строительства, а также делает возмож-
ным серийное изготовление оборудования и способствует разви-
тию ядерной энергетики в целом.
В течение всего периода развития ВВЭР сохраняется тенденция
к увеличению их единичной мощности. Хотя на данном этапе, по
оценкам зарубежных специалистов, дальнейший рост единичной
электрической мощности реактора свыше 1300 МВт считается эко-
номически неоправданным, полагают, что оптимальная мощность
блока составляет 1000—1100 МВт. В то же время как у нас в
стране, так и за рубежом разрабатываются проекты ВВЭР с еди-
ничной мощностыб свыше 1500 МВт и выше, время реализации
этих проектов будет зависеть от темпов развития и совершенство-
вания ядерной энергетики.
Большое внимание уделяется АЭС малой и средней мощности,
на которых целесообразно базировать ящерную энергетику для от-
даленных районов, и использованию ВВЭР в системе теплофика-
ции.
(Реактор) ВВЭР (рис. 3.1) ^является реактором корпусного1
типа с водой под давлением, которая выполняет функцию тепло-
носителя и замедлителя. Корпус реактора представляет собой вер-
тикальный цилиндрический сосуд высокого давления с крышкой,
имеющей разъем с уплотнением и патрубки для входа и выхода
теплоносителя. Внутри корпуса закрепляется шахта, являющаяся
81
аь Таблица 3.1. Основные характеристики установок с реакторами типа ЁВЭР					
Параметр 1	ВВЭР-1000	«Библис-Б»	«Мюльхайм- Керлих»	«Индиан- Пойнт 3»	«Сан-Оно фр 2»
Мощность энергоблока (эл.), МВт	1000	1300	1371	1005	1170
Число циркуляционных петель	4	4	2	4	2
Реактор					
Мощность тепловая, МВт	3000	3752	3760	3025	3410
Давление рабочее, МПа	16,0	15,8	15,8	15,8	15,8
Температура теплоносителя на входе в реактор, °C	290	290	296	284	289
Температура теплоносителя на выходе из реактора, °C	322	323	329	316	322
Расход теплоносителя через активную зону, кг/с	1900	20 000	19 556	16 681	1 8 334
Средний тепловой поток на поверхности твэла, Вт/м2	3,5*104	3 ,45-104	3,5*10*	3,5-104	3,65* 1 О4
Загрузка топливом, т	75	102,7	106	89,6	89,4
Начальная загрузка, лет	3	3	3	3	3
Средняя глубина выгорания топлива,МВт*сут/кг	40	32	32,6	3 3	34,55
Размер оболочки твэла	9,1 ХО,6	10,75	9,63x0,6	10,77X0,617	—
Удельная энергонапряженность активной зоны, кВт/л	111	92,3	106,1	94	94,7
Количество регулирующих стержней (приводов СУЗ)	61	61	72	61	9 1
Корпус реактора					
Диаметр внутренний, мм	4143	5000	4620	4400	4360
Толщина стенки цилиндрической части, мм	1 90	250	240		—
Вес корпуса с крышкой (сухой), т	390	51 5	478		
Парогенератор					
Мощность тепловая, МВт Количество7	750 4	938 4	1891 2	756 4	1705 2
Тип конструкции	Горизонтальный		Вертикальный		
Расход генерируемого пара, кг/с	498,3	&U2,8			
Давление генерируемого пара, МПа	6,4	5,4	7,0	5,5	7,0
Поверхность теплообменника, м2	6115	4335	* 	4785	
Средняя удельная теплонапряженность трубчатки, Вт/м2	6994,7	12331 ,8		—-	——
Габаритная высота (длина), м Габаритный диаметр, мм	14,53 4290	20,03 4750	2 3 о 3 3531	——	6600
Масса, т	320	350	490		“
Главный циркуляционный насос					
Количество	4	4	4	4	4
Производительность, м8/с Напоо. мПа	5,56 0,675	6,67 0,71	6,67 0,92	5,5 6 0,66	6,11 0,76
Частота вращения, об/мин Мощность электродвигателя, кВт	1000 7000	1500 8650	1500 10 000	1500	1500
1 опорой для активной зоны и ча-
| ста внутрикорпусных устройств
| и служащая для организации
I внутренних потоков теплоноси-
I TeJinj Активная зона набирается
из шестигранных или (в зару-
бежных конструкциях) квадрат-
ных тепловыделяющих сборок.
Сверху на активную зону уста-
навливается блок защитных
труб, дистаПционирующий кассе-
ты в плане и предотвращающий
их всплытие и вибрацию. На
фланец корпуса устанавливается
верхний блок с приводами
СУЗ, обеспечивающий уплотне-
ние главного разъема. Регулиро-
вание реактора осуществляется
перемещаемыми регулирующими
органами, и как правило, жид-
ким поглотителем.
Теплоноситель поступает в
реактор через входные патрубки
корпуса, проходит вниз по коль-
цевому зазору между шахтой и
корпусом, затем через отверстия
в опорной конструкции шахты
поднимается вверх по тепловыде-
ляющим сборкам. Нагретый теп-
лоноситель выходит из головок
ТВС в межтрубное пространство
блока защитных труб и через
перфорированную обечайку бло-
ка и шахты отводится выходны-
ми патрубками из реактора.
3.1.1.	Внутрикорпусная шахта
Конструкционно шахта пред-
ставляет собой вертикальный ци-
линдр с перфорированным эл-
липтическим днищем, в котором
закреплены опорные конструк-
ции для ТВС. Своим верхним^
фланцем шахта устанавливается
обычно на внутреннюю проточку,
выполненную в верхней части
корпуса реактора. При двухъ-
ярусном расположении входных
Рис. 3.1. Конструкционная схема
ВВЭР:
1 — верхний блок реактора; 2 — блок
защитных труб; 3 — внутренняя шахта;
4 — активная зона; 5 — корпус реактора
8Э
Рис. 3.2. Конструкция реактора ВВЭР-1000:
/ — уплотнение главного разъема; II — нижняя фиксирующая шпонка; 1 — шпилька; 2 —
крышка реактора; 3 — кольцевые прокладки; 4 — корпус реактора; 5 — фиксирующие
шпонки; 6 — ТВС; 7 — выгородка активной зоны
9
и выходных патрубков на корпусе реактора, принятом в конструк-
ции ВВЭР в нашей стране (рис. 3.2), на внутренней/ поверхности
корпуса реактора предусматривается разделитель потока.
При закреплении шахты необходимо обеспечить равномерный
кольцевой зазор между шахтой и кольцом разделителя потока.
Этот зазор рассчитывается из условия обеспечения плотной посад-
ки шахты, по периметру разделителя потока при разогретом реак-
торе, что гарантирует, минимальные холостые протечки теплоно-
сителя.
Конструкцией шахты и реактора предусматриваются меры по
исключению вибраций и перемещений шахты в потоке теплоноси-
теля, а также в случае возникновения аварийных ситуаций. От
вертикальных перемещений и вибраций шахта обычно удержива-
ется через упругие элементы крышкой реактора, от вибрации в
радиальном направлении закрепление шахты обычно производится
в нескольких местах по высоте реактора. В верхней и нижней ча-
стях шахта фиксируется шпонками, установленными на корпусе
реактора (см. рис. 3.2, //), в средней части — плотной посадкой
по окружности разделителя потока или специальными технологи-
ческими выступами.
Л Для стабилизации потока теплоносителя и уменьшения фак-
Лторов вибрационного возмущения верхняя цилиндрическая часть
./шахты перед выходными патрубками перфорирована большим ко-
личеством отверстий определенного диаметра. Напротив входных
/патрубков САОЗ шахты выполняются окна, через которые холод-
ная вода, подаваемая в реактор при срабатывании САОЗ, прохо-
дит в верхнюю напорную камеру реактора.
Нижняя часть внутрикорпусной шахты обычно повторяет фор-
му днища реактора, т. е. выполняется эллиптической, тем самым
, увеличивается эффективность использования внутриреакторного
объема и упрощается конструкция реактора в целом. Организо-
ванный профиль зазора между днищем шахты и внутренней по-
верхностью корпуса реактора, а также степень перфорации днища
шахты должны свести к минимуму пульсации и неравномерности
скоростей потока теплоносителя перед входом в активную зону.,
/ На перфорированном эллиптическом днище шахты закрепляются
| спорные конструкции для установки и дистанционирования тепло-
j выделяющих сборок активной зоны. Опорные элементы конструи-
? руются в зависимости от формы хвостовика тепловыделяющей
i сборки. Например, в отечественном серийном реакторе большой
„ мощности ВВЭР-1000 (см. рис. 3.2) они выполняются в виде пер-
форированных труб, верхняя часть которых сделана в форме ше-
j стигранных призм и центральных круглых отверстий, где устанав-
: ливаются хвостовики ТВС. На-торце каждого опорного элемента
выфрезеровываются пазы для ориентации тепловыделяющих сбо-
рок с помощью фиксирующего штыря на них в плане. Перфорация
спорных труб осуществляется в виде узких щелей шириной около
3 мм для стабилизации потока теплоносителя, а также фильтрации
его от твердых частиц и защиты твэлов от механических повреж-
85
дений. Хвостовики опорных элементов закрепляются неподвижно
в эллиптическом днище шахты.
В конструкции внутрикорпусных шахт предусматривается опор-
ный пояс, служащий опорой для выгородки. Опорный пояс с эле-
ментами крепления и ориентации выгородки располагается обыч-
но в нижней части шахты. На верхнем фланце шахты выполняются
“"отверстия с резьбой, равномерно по окружности, для подрыва и
транспортировки ее, а также для закрепления упругих элементов.
С помощью защитного контейнера шахта может быть выгружена
из реактора для проведения профилактического осмотра и при не-
обходимости для ремонта в специальной шахте ревизии.
Выгородка активной зоны предназначена для уменьшения не-
равномерности энерговыделения периферийных твэлов активной,
зоны путем поглощения избыточного энерговыделения; она также:
уменьшает холостые протечки теплоносителя мимо активной зоны
и является элементом нейтронной защиты корпуса реактора.
Конструкционно выгородка представляет собой обечайку, со-
стоящую из нескольких граненых колец, количество которых опре-
деляется технологическими возможностями изготовления. Обычна
граненые кольца скрепляются между собой трубами, которые ис-
пользуются при эксплуатации реактора под загрузку комплектов
образцов-свидетелей корпусной стали, установке ионизационных
камер и датчиков системы контроля перегрузки активной зоны
реактора. Внутренняя конфигурация выгородки должна обеспечи-
вать дистанционирование периферийных ТВС активной зоны
В граненых поясах выгородки предусматриваются сквозные отвер-
ствия по высоте, предназначенные для охлаждения конструкцион-
ного материала; как уже отмечалось, выгородка устанавливается
и фиксируется на опорном поясе шахты реактора. Выгрузка выго-
родки из реактора для профилактического осмотра и ремонта про-
изводится совместно с внутрикорпусной шахтой реактора.
3.1.2.	Блок защитных труб
Блок защитных труб (БЗТ) предназначен для фиксации голо-
вок ТВС ядерного реактора, удержания от всплытия внутрикор-
пусных устройств и ТВС активной зоны, защиты рабочих органов
СУЗ от воздействия потока теплоносителя.
Конструкционно БЗТ (рис. 3.3) состоит из нижней перфори-
рованной плиты, имеющей устройства для фиксации головок ТВС—
ловители ТВС и в которой закрепляются нижние концы защитных
труб и каналов внутриреакторного контроля;/ из верхней плиты, в
которой крепятся верхние концы защитных труб и узлы вывода
каналов внутриреакторного контроля; из защитных труб — основ-
ной детали БЗТ; они защищают рабочие органы СУЗ и основную
часть каналов внутриреакторного контроля от прямого воздейст-
вия теплоносителя; из перфорированной обечайки, предназначен-
ной для улучшения условий выравнивания потока теплоносителя
86
Рис. 3.3. Блок защитных труб реактора ВВЭР-440:
1 — ловители кассет; 2 — плита; 3 — дистанционирующая обечайка; 4 — трубка датчиков
температурного контроля; 5 — обечайка шахты; 6 — корпус реактора; 7 — пружины 8 —
крышка реактора 9 — трубка датчиков энерговыделения; 10 — защитная труба
перед выходными патрубками реактора, а также для соединения
, верхней и нижней плит.
Количество и диаметр защитных труб в основном определяются
конструкцией привода СУЗ и ТВС, а также эффективностью рабо-
чих органов СУЗ. В настоящее время на реакторах типа ВВЭР на-
блюдается тенденция уменьшения количества приводов СУЗ и уве-
личения количества пэлов в регулирующем стержне, что снижает
удельную затрату металла на единицу вырабатываемой энергии
и упрощает подготовку реактора к перегрузке топлива.
I В защитных трубах СУЗ устанавливаются направляющие кар-
I касы, в которых перемещаются на значение рабочего хода органы
регулирования. В конструкции-направляющего каркаса предусмат-
ривается канал для установки чехла под термопару системы конт-
роля температуры на выходе из активной зоны реактора. В защит-
ных трубах меньшего диаметра, количество которых определяется
разводкой внутриреакторного контроля, размещаются направляю-
щие каналы сборок нейтронного измерения и чехлы под термо-
87
пары. В конструкции БЗТ предусматривается также установка
каналов нейтронного измерения и чехлов термопар в защитные
направляющие каналы, приваренные на наружной поверхности
перфорированной обечайки блока защитных труб. При количестве
приводов СУЗ, соизмеримом с количеством ТВС в реакторе, вну-
три защитных труб устанавливаются каналы под сборки нейтрон-
ного измерения и термопары, которые одновременно служат на-
правляющими элементами для регулирующего стержня СУЗ.
Для удобства монтажа чехлы внутриреакторного контроля над.
верхней плитой блока защитных труб группируются в несколько
пучков, которые объединяют четыре — пять чехлов. Эти пучки
обычно закрепляются и дистанционируются на верхней решетке
БДТ при помощи опорных конструкций.
Перфорация нижней плиты рассчитывается так, чтобы была
^возможность обеспечить скорость теплоносителя, равную скорости
на выходе из тепловыделяющих сборок. В верхней решетке БЗТ
^предусматриваются отверстия для организации охлаждения крыш-
ки реактора и узлов уплотнения главного разъема} К верхней пли-
те БЗТ приваривается обечайка с опорным фланцем, с помощью
которого ориентируют в плане и фиксируют БЗТ в верхней части
шахты от вибрации и смещения. Нижней частью БЗТ устанавли-
вается на подпружинные штыри головок тепловыделяющих сбо-
рок, сверху он поджимается фланцем крышки верхнего блока при
затяжке уплотнения главного разъема реактора.
3.1.3.	Активная зона
Активная зона — часть ядерного реактора, содержащая ядер-
ное топливо, обеспечивающая заданную мощность и условия для
инициирования и поддержания управляемой цепной реакции деле-
ния ядер [24].
Ниже приведены основные конструкционные характеристики
активной зоны ВВЭР-1000.
Эквивалентный диаметр, мм............................................ 3120
Высота, мм........................................................... 3550
Объем, м3.............................................................. 27
Отношение площади замедлителя к площади топлива в поперечном
сечении активной зоны.................................................. 2
Шаг между топливными сборками, мм..................................... 241
Рабочее давление, МПа.................................................. 16
Температура теплоносителя, °C:
на входе в реактор............................................... ' 289
на выходе из реактора......................................  .	329
Расход теплоносителя через реактор, кг/с.......................... 19 000
Гидравлическое сопротивление активной зоны, МПа...................... 0,18
Гидравлическое сопротивление реактора, МПа............................ 0,4
Температура теплоносителя на выходе из максимально натруженной
топливной сборки, °C . .............................................. 310
Загрузка реактора топливом, кг.................................... 75 000
Обогащение топлива,[% <................................  ,	. . . . 4,44-3,3
88
Скорость теплоносителя, м/с:
в патрубке реактора (вход/выход) ................................... 9,8/11
в активной зоне (средняя)...................................... 5,5
Среднее время работы между перегрузками топлива, с.................. 25,2-10б
Средняя удельная энергонапряженность объема активной зоны, кВт/л 111
Число механизмов регулирования* .................................... 109*
* Только в V блоке НВ АЗС, в серийных — 61.

Активная зона реактора набирается из ТВС определенной фор-
умы в соответствии с картограммой загрузки реактора.^ ТВС уста-
навливаются в опорные ячейки днища шахты своими хвостовика-
ми. В отечественных реакторах ВВЭР-440, ВВЭР-1000 хвостовики
ТВС конструируются цилиндрической формы, при этом переход-
ная часть от шестигранника к цилиндру выполняется в виде сфе-
ры. Сферическая поверхность ТВС опирается на конусную часть
опорного элемента, тем самым упрощается технология монтажа
активной зоны и препятствует межкассетным протечкам теплоно-
сителя на входе в зону. Для ориентации ТВС в плане на ее хво-
стовике предусматривается фиксирующий штырь.
Установленные в реактор ТВС сверху прижимаются блоком
защитных труб. В зависимости от конструкции головок ТВС (см.
рис. 2.8, 2.11, 2.12) на нижней плите БЗТ выполняются ловители
ТВС различной формы. На БЗТ реактора ВВЭР-440 ловители
ТВС сконструированы в виде конических втулок, которые входя в
цилиндрическую часть головок сборки (см. рис. 2.12), дистанцио-
нируя их в плане активной зоны. При этом нижняя плита БЗТ опи- /
рается на подпружиненные штыри ТВС, что позволяет компенси- j
ровать технологические допуски при изготовлении ТВС, а также
исключает термические напряжения в сборке, возникающие при
-разогреве и охлаждении реактора. В реакторе ВВЭР-1000 цилинд-
рические части головок ТВС (см. рис. 2.11) входят в цилиндри-
ческие ячейки нижней плиты блока защитных труб и происходит
«разбор» ТВС с определенным шагом J Компенсация технологиче-
ских допусков и термических напряжений происходит за счет под-
пружиненных штырей на перфорированной ТВС и подпружиненной
J : головки пучка пэлов на безчехловой ТВС. Конструкция подпру-
I	жиненных элементов головки ТВС обеспечивает зажатие ТВС в
1 j* реакторе, выход из строя какой-либо пружины не повлияет сущест-
ивенно на усилие зажатия. Запас по превышению зажатия ТВС над
гидродинамической силой при максимальном расходе теплоноси-
теля обычно рассчитывается на 15—25 %.
• В регулирующих ТВС активной зоны и защитных трубах БЗТ
: перемещаются поглощающие стержни, обычно выполняемые в виде
1	' пучка пэлов, который соединяется с приводом СУЗ через штангу.
Штанга конструируется в виде цилиндрической рейки и пере-
, мещается на длину, равную рабочему ходу./ Нижний конец штанги
имеет байонетный захват и пружинный блок для демпфирования
штанги при сбросах в режимах аварийной защиты.
Аварийное опускание рабочего органа СУЗ нижнее положе-
89
ние происходит самоходом под действием веса поступательно дви-
жущейся штанги привода и пучка пэлов при обесточивании при-
вода СУЗ. Дойдя до нижнего положения, штанга через траверсу
пучка пэлов ударяется об опорную поверхность головки ТВС, по-
сле чего штанга и пэлы продолжают движение, испытывая при?
этом торможение пружинными демпферами, в результате чего*
движение приобретает быстрозатухающий колебательный характер.
Кроме СУЗ реактора, основанной на механическом принципе,,
воздействие на реактивность осуществляется также химическим-
способом; обычно системой борного регулирования осуществляет-
ся компенсация медленных изменений реактивности, обеспечива-
ется подкритичность реактора в холодном состоянии и при пере-
грузке топлива и поддерживается необходимая эффективность ме-
ханических органов регулированияУХимическое регулирование осу-
I ществляется изменением количества жидкого поглотителя (кон-
/ центрации борной кислоты) в теплоносителе с помощью системы
I продувки-подпитки первого контура, которая вводит борную кис-
I лоту в контур или выводит из контура с заданной скоростью в-
зависимости от необходимости^ Предусматривается непрерывный
f автоматический контроль концентрации борной кислоты в тепло-
I носителе реактора и других системах первого контура.
а В аварийных режимах разрыва главных трубопроводов подача
| борной кислоты в реактор осуществляется с помощью системы
I аварийного . охлаждения зоны, которая обеспечивает аварийный
| залив активной зоны из емкостей, содержащих водный раствор
\ борной кислоты под давлением/ аварийный впрыск кислоты высо-
кбнапорнымй"насосашГТГТОйачу борного раствора низконапорны-
ми насосами. Концентрация борной кислоты, подаваемой устрой-
ствами САОЗ в реактор, должна быть достаточной для поддер-
жания активной зоны в подкритичном состоянии в. течение всего
ддоцесса аварийного расхолаживания.
При пуске, расхолаживании и эксплуатации ядерного реактора
? на блочный щит управления энергоблока выдается и регистриру-
ется информация о распределении температур, энерговыделения?
' и других теплотехнических и физических показателях реактора.
Информация предназначена для формирования и выдачи сигналов
] в системе автоматического регулирования, сигнализации, аварий-
I ной защиты и блокировки. Срабатывание сигнализации, аварий-
\ ной защиты и блокировок происходит при отклонении контроли-
\ руемых параметров от допустимого значения.
Как правило, в реакторе предусматривается контроль следую-
щих параметров: температуры теплоносителя на выходе из ТВС;
давления теплоносителя на выходе из активной зоны; перепада
давления на активной зоне; концентрации борной кислоты в теп-
лоносителе; уровня теплоносителя в реакторе; температуры кор-
пуса реактора; плотности главного разъема>реактора, приводов;
СУЗ, датчиков термоконтроля и энерговыделения на крышке ре-
актора; плотности нейтронного потока.
Модернизация активных зон ВВЭР в основном происходит по»
90
пути усовершенствования ТВС и улучшения гидродинамических
характеристик внутрикорпусных устройств, а также улучшения
люпливоиспользования.
3.1.4.	Верхний блок реактора
Верхний блок реактора — устройство, предназначенное для
| уплотнения корпуса, размещения приводов системы управления и
1 защиты и организации перемещения аппаратуры внутриреактор-
(_дюго контроля.
В состав верхнего блока входят крышка реактора с патрубка-
ми, металлоконструкции и приводы СУЗ. Крышка с патрубками
обычно представляет собой штампосварную конструкцию, состоя-
щую из полусферы или эллипсоида и фланца. На первых отечест-
венных реакторах ВВЭР-210 и ВВЭР-365 крышки выполнены в
виде плоской кованой плиты, из высокопрочной хромомолибдено-
вой стали. Толщина плоских и сферических крышек, предназна-
ченных для перекрытия корпуса реактора, зависит от внутреннего
давления в реакторе. Сферические- крышки обычно изготовляются
из низколегированной углеродистой стали с покрытием внутренней
поверхности антикоррозионной наплавкой из нержавеющей стали.
f*На крышках монтируются чехлы для размещения приводов сис-
I темы управления и защиты реактора, патрубки для вывода дат-
чиков температурного контроля и энерговыделения. Во фланцах
крышек выполняются отверстия под шпильки главного разъема.
Уплотнение главного разъема в разных реакторах конструкцион-
но может быть различным (см. рис. 3.2 и 3.3). Оно должно обеспе-
чивать надежное герметичное соединение крышки с корпусом ре-
дактора и технологичность монтажа и демонтажа верхнего блока
при перегрузках реактора. Элементы электрооборудования верх-
него блока (приводы СУЗ, штепсельные разъемы датчиков внут-
риреакторного контроля), как правило, охлаждаются воздухом с
помощью системы принудительной вентиляции для обеспечения
приемлемого температурного режима., Систему вентиляции верх-
него блока организуют вытяжного типу Вокруг каждого привода
*СУЗ устанавливаются выгородки в виде металлических кожухов,
воздух из реакторного помещения с температурой не более 50—
£>0°С поступает в кожухи приводов, проходит по ним сверху вниз,
охлаждает электрооборудование и поступает в общий коллектор,
-л из него в специальную систему охлаждения.
В целях снижения теплопотерь, стабилизации температурного
режима крышки реактора на ней устанавливается. теплоизоляция
'толщиной 150—200 мм.
3.1.5.	Корпус реактора
Корпус — часть ядерного реактора, предназначенная для раз-
мещения в ней активной зоны, отражателей нейтронов и внутри-
жорпусных устройств и для организации отвода тепла. Корпус
91
имеет патрубки для отвода теплоносителя, а также устройства
герметизации внутрикорпусного пространства [24].
Корпус реактора типа ВВЭР (табл. 3.2) представляет собой
Таблица 3.2. Основные характеристики корпуса ВВЭР
Параметр	ВВЭР-210	ВВЭР-365	ВВЭР-400	ВВЭР-1000
Рабочее давление, МПа	10	10,5	12,5	16
Внутренний диаметр, мм	3600	3560	3560	4155
Высота, мм	11 100	12 000	11 800	10 880'
Максимальный диаметр, мм	4400	4400	4270	4535
Толщина, мм:	по бандажу	по бандажу	по фланцу	по корпусу
цилиндрической части	100	120	140	190
зоны патрубков	180	200	200	26S
Количество отверстий под входные и выходные патрубки	2X6	2x8	2x6	2x4-
Масса корпуса, кг	185,4-10®	209,2x10®	200,8-10®	304•10*
Количество шпилек	60	60	60	54
Диаметр резьбы шпилек, мм	М130Х6	М130Х6	Ml 30x6	М170Х6-
сложную конструкцию цилиндрической формы, изготовляемую из-
цельнокованых обечаек без продольных сварных швов, что повы-
шает надежность эксплуатации. Нижняя часть корпуса, где рас-
положена активная зона, как правило, выполняется в виде целой
цилиндрической оболочки с'эллиптическим днищем без каких-либо*
врезок и отверстий. ,Входные и выходные патрубки для подсоеди-
нения главных циркуляционных ^трубопроводов теплоносителя, а
также другие коммуникации располагаются выше верхней часта
активной зоны не менее чем на 1000 мм.
При конструировании и изготовлении корпусов ВВЭР ставится
задача обеспечения многолетней (до 30 лет) надежной эксплуа-
тации реактора при различных режимах.^Корпус реа'ктора работа-
ет в очень жестких условиях: высокие давление и температура
теплоносителя, мощные потоки радиоактивного излучения, значи-
тельные скорости теплоносителя, который даже при высокой сте-
пени чистоты является коррозионно-агрессивной средой. В процес-
се эксплуатации металл корпуса подвергается периодическим на-
грузкам, связанным с колебанием давления и температуры при
установившихся и переходных режимах и с понижением давления
до атмосферного и температуры до 60 °C при плановых и аварий-
ных остановках. Потоки ядерного излучения, циклические нагруз-
ки и длительное воздействие высокой температуры вызывают по-
степенное изменение свойств материала. Профилактический осмотр
и ремонт элементов корпуса ограничены вследствие их большой
наведенной радиоактивности.\Цля работы в т^ких условиях пред-
почтительными материалами являются перлитные низколегирован-
ные стали типа 15Х2МФА и 22К. Помимо высоких механических
и пластических свойств вышеперечисленные стали технологичны
92
при сварке и изготовлении поковок массой до 200 000 кг и тол-
щиной до 600 ммн Внутренняя поверхность корпуса обычно покры-
вается атикоррозионной наплавкой, что значительно уменьшает
выход продуктов коррозии в воду реактора*. Изготовление кор-
пусов ВВЭР, работающих при высоких давлениях (до 16 МПа) и
температуре (до 340 °C) теплоносителя, целиком из нержавеющих
сталей невозможно вследствие нетехнологичности и низкой проч-
ности их.
В Советском Союзе принято заводское изготовление корпусов-
водо-водяных энергетических реакторов и их перевозка по желез-
ным дорогам. В связи с этим максимальные габариты корпуса:
серийного реактора большой мощности ВВЭР-1000: высота 10880,.
наружный диаметр по фланцу 4570 мм, укладываются с необхо-
димыми зазорами для перевозки по железным дорогам СССР.
Корпус ВВЭР-1000 имеет два ряда патрубков диаметром 850 мм,
по четыре патрубка в ряду, для подключения четырех циркуля-
ционных петель главного циркуляционного контура.
-*"*'*" Применение корпуса с двухрядным расположением патрубков;
позволяет уменьшить габариты корпуса по патрубкам в плане по
сравнению с однорядным расположением, а также упрощает схему
। циркуляции теплоносителя в реакторе за счет разделения потока
теплоносителя сплошной кольцевой перегородкой, что частично
’ исключает появление «горячих» пятен в зоне концентраций на-
^пряжений у патрубков корпуса.
Однорядное расположение патрубков на корпусах ВВЭР в
свою очередь значительно упрощает технологию и время изготов-
•ления корпуса. С увеличением единичной мощности ВВЭР и рас-
ширением строящихся АЭС реакторы с однорядным расположени-
ем патрубков будут предпочтительнее, так как определяющим фак-
тором будет время изготовления, а не габариты.
Уплотнение главного разъема и крепление крышки к корпусу
осуществляются с помощью шпилек, при этом обеспечивается
прочное прилегание торца фланца корпуса к торцу фланца крыш-
ки. Уплотнение, главного разъема ВВЭР-1000 осуществляется дву-
мя прокладками, установленными в канавки на торцевой поверх-
ности фланца крышки. Прокладки изготовлены из труб диамет-
ром 35x5, наружная поверхность которых покрыта никелем.
Тенденция увеличения единичных мощностей проявляется в атомной энер-
гетике с большей интенсивностью, чем в энергетике, базирующейся на органи-
ческом топливе, так как темп ее развития существенно выше, чем всей энер-
гетики в целом. Наиболее важной и сложной деталью будущего реактора явля-
ется его прочный корпус, размеры которого ограничивают мощность.
За рубежом выполняются корпуса диаметром 6—6,5 м из цельнокованых
заготовок. Предварительные разработки корпуса такого диаметра есть и в.
СССР. Имеются также проекты изготовления корпуса методом рулонирования,.
* Корпуса реакторов ВВЭР-365 и ВВЭР-440 НВАЭС изготовлены без нер-
жавеющей наплавки на внутренней поверхности. Длительная работа корпусов
без наплавки требует тщательного подбора водно-химического режима.
93.
Рис. 3.4. Конструкционная схема реактора с многослойным корпусом:
J — нержавеющая наплавка корпуса; 2 — несущий корпус; 3 — слои концентрические; 4 —
обечайка наружная
атри котором стенка корпуса выполняется из слоистой ленты. Этот способ изго-
товления пригоден и для монтажного исполнения, поскольку он не требует
термообработки корпуса после монтажа.
Многослойный корпус (рис. 3.4) более экономичен в изготовлении (сварка
тонкостенных обечаек не требует специальных условий в отличие от сварки
толстостенных). Его можно собирать на месте сооружения АЭС, проводя доро-
гостоящую операцию снятия остаточных напряжений в стенках. Например, мно-
гослойный корпус для судового реактора рассчитан на давление 17,5 МПа и
температуру 613 К. Стенка его представляет несущий корпус из углеродистой
стали толщиной 12,7 мм, покрытый изнутри нержавеющей сталью и окружен-
ный 18 сварными слоями из углеродистой стали толщиной 6,4 мм каждый.
Изготовление многослойного корпуса проводится на специальной установке, в
которую поочередно поступают отдельные слои, обертываемые один вокруг
другого. Днище корпуса выполнено из одного листа.
Известен также технологический процесс изготовления корпуса высокого
.давления для ядерного реактора. Экспериментальный корпус высотой 8 и диа-
метром 2,5 м отличается от обычного тем, что его стенки состоят из большого
94
числа слоев бандажных полос толщиной 5—15 мм, намотанных на барабан иэ
нержавеющей стали толщиной 20—25 мм. Технологический процесс изготовле-
ния корпуса заключается в следующем: барабан, являющийся внутренним сло-
ем, изготовляют из некорродирущего металла, а полосы — из обычной мало-
углеродистой стали. Полосы натягивают вокруг сегмента барабана при помощи
специального зажимного приспособления, работающего от электродвигателя и
движущегося по верхнему ребру изготавливаемого корпуса. Процесс сборки
основан на принципе упругого сгибания без подогрева. Затем два конца каж-
дой полосы приваривают к лежащему ниже слою. Соединения между после-
дующими слоями и прилегающими полосами располагают таким образом, что-
бы избежать слабых участков. Этот метод также позволяет изготовлять боль-
шие корпуса высокого давления непосредственно на строительстве АЭС.
Так, корпус III блока АЭС «Дрезден» мощностью 800 МВт был изготов-
лен на месте монтажа. Его габариты: внутренний диаметр 6,38, высота 21 м^.
толщина стенки 160 мм. Корпус собирался из девяти основных секций на пло-
щадке. Заготовки верхней крышки, секции оболочки и нижней крышки были
отштампованы на горячих прессах, откалиброваны в горячем состоянии и сва-
рены в заводских условиях; там же были подготовлены кромки под монтажные-
швы.
На площадке, которая размещалась в пределах радиуса действия крана,,
выполнялись следующие основные работы: 1) сборка и сварка тяжелых эле-
ментов и кольцевых секций, рентгенографический контроль сварных швов, свар-
ка монтажных швов и их термообработка после сварки; 2) установка кондук-
торов, сверлильно-расточного оборудования и устройств для контроля окон-
чательных расточек под каналы регулирующих стержней, самих каналов:
3) обработка кольцевых канавок на фланце крышки и сверление отверстий под
резьбовые шпильки; 4) обработка поверхности под прокладку на фланце коль-
цевой секции оболочки, сверление и нарезание резьбы в отверстиях для уплот-
нения.
Нагрев перед сваркой и после осуществляется с использованием контакт-
ных электронагревателей или газовых горелок.
Очевидно, что проведение монтажных работ требует наличия на месте мон-
тажа громоздких и дорогих сооружений. На такие расходы целесообразно идти»,
прежде всего при установке на АЭС нескольких реакторов, так как удельные
затраты на подобные сооружения с ростом мощности реактора снижаются, на
такое решение может оказаться экономически приемлемым даже в том случае^
если на АЭС устанавливается всего лишь один, но сверхмощный реактор.
Изготовление на месте корпусов возможно не только из стали, но> и из>
предварительно напряженного железобетона, причем применение железобетон-
ных корпусов полностью может снять вопрос об ограничении габаритов подоб-
ных корпусов.
3.1.6.	Технологическая схема изготовления корпуса ВВЭР
Качество изготовления корпуса и крышки реактора, надежность и долго-
вечность их работы в значительной мере определяются технологическими про-
цессами производства, которые начинаются от выплавки стали и заканчиваются?
последними контрольными операциями.
95
10ч 15ч Плак
Рис. 3.5. Технологическая схема изготовления корпуса реактора с режимами
термообработки:
АДС — автоматическая сварка под слоем флюса; ЭШС — электрошлаковая сварка; РДС —
ручная дуговая сварка; ПЛАК — плакирование (наплавка коррозионно-стойкого покрытия);
УЗК — ультразвуковой контроль; Обр — обработка на металлорежущих станках
При изготовлении корпусов реакторов следует учитывать современное со-
стояние технологии изготовления корпусов АЭС в нашей стране и за рубежом.
В технологии закладываются прогрессивные технологические процессы и пред-
усматривается технологическое оборудование, позволяющее существенно сокра-
тить трудоемкость изготовления, расход металла, а также уменьшить количе-
ство ручного труда. Кроме того, технология должна обеспечить большую экс-
плуатационную надежность АЭС [27, 36, 45, 46].
Для заготовок корпуса реактора типа ВВЭР (см. рис. 3.5) отливаются не-
сколько слитков. На слитки применяется качественная электросталь. Заливка
стали в изложницы производится в специальной вакуумной камере. После ви-
зуального осмотра отливка контролируется магнитно-порошковым (МПД) или
капиллярным методом, а затем ультразвуковым методом для обнаружения оса-
дочных раковин, горячих трещин и включений.
Ковка заготовок осуществляется на прессе методом свободной ковки. По-
лученные заготовки проходят отжиг, после чего поступают на черновую меха-
ническую обработку, при которой обтачиваются ее внутренняя и наружная по-
верхности с подрезкой начисто обоих торцов. После механической обработки
производится контроль кромок магнитно-порошковой и цветной дефектоскопии.
Обечайки патрубковой зоны куются с протяжкой на оправке. Во избежание
конусности на поковке окончательную раскатку производят с разворотом обе-
чайки на 180° относительно стола пресса. После отжига заготовки поступают
на черновую следящую механическую обработку, в результате которой обтачи-
вается наружная и растачивается внутренняя поверхность обечайки с подрез-
96
кой обоих торцов, а также трепанируются и растачиваются четыре отверстия
под отбортовку патрубков. Применение следящей механической обработки по-
зволяет использовать металл кузнечного припуска для формовки патрубков
заданных конфигурации и размеров.
На заготовке, прошедшей ультразвуковую дефектоскопию (УЗД), произво-
дится отбортовка четырех патрубков на прессе. Температура нагрева загото-
вок под отбортовку и последующего подогрева не должна превышать 1050 °C
во избежание чрезмерного роста зерна в недеформированных участках заго-
товок.
Обечайка с отбортованными патрубками подвергается нормализации. Тер-
мически обработанная обечайка поступает на механическую обработку, при
которой растачивается внутренняя, обтачивается и фрезеруется между патруб-
ками наружная поверхность для устранения возможного коробления обечайки
при закалке, а также растачиваются патрубки во внутреннему диаметру с под-
резкой торцов. Затем производится контроль патрубков УЗД.
После термообработки вырезается заготовка-проба для испытания механи-
ческих свойств — производятся аттестационные испытания. Прошедшая атте-
стационные испытания обечайка растачивается по внутреннему и фрезеруется
по наружному диаметру на окончательный размер по чертежу, а ее торцы рас-
тачиваются и подрезаются под автоматическую кольцевую сварку. Кроме того,
производится расточка и обточка четырех патрубков диаметром 850 мм. Обе-
чайка активной зоны и нижняя обечайка куются из слитков. Здесь, так же как
и при изготовлении обечайки патрубковой зоны, производится вытяжка на оп-
равке для увеличения высоты наковки.
Откованные заготовки подвергаются отжигу, после чего они поступают на
черновую механическую обработку, совмещенную с контролем УЗД, при кото-
рой обтачиваются наружные и растачиваются внутренние поверхности обечайки
с подрезкой обоих торцов. После механической обработки производятся на-
кладка теплового барьера, закалка и отпуск. Прошедшие аттестационные ис-
пытания обечайки обтачиватся по внутреннему диаметру с обработкой торцов
под сварку, и производится контроль кромок МПД.
Днище изготовляется из двух слитков, из которых куются заготовки, а
после отжига они прокатываются в плиты на прокатном стане и затем отжи-
гаются. Из плит со стороны прибыльной и донной частей слитка вырезаются
югневой резкой пробы для механических испытаний, после чего пробы проходят
закалку с отпуском, а также аттестационные испытания. Затем плиты для под-
готовки структуры металла под электрошлаковую сварку (ЭШС) подвергаются
нормализации с последующим отпуском.
Прошедшие термообработку плиты поступают на механическую обработку
кромок под ЭШС с последующим контролем УЗД основного металла и МПД
кромок, после чего плиты собираются под сварку и свариваются ЭШС с по-
следующим отпуском. Прошедшая контроль заготовка обрезается огнем по
контуру развертки днища, подвергается нормализации с отпуском, зачищается,
контролируется МПД под наплавку и наплавляется с одной стороны с после-
дующим отпуском. Затем заготовка нагревается и из нее штампуется днище
с последующей нормализацией и отпуском. Производится радиографирование
шва и контроль геометрии штамповки.
Далее производят механическую обработку днища по внутренней и наруж-
ной поверхностям. При этом применяется следящая обработка, позволяющая
4 Зак. 1986
97
снимать равномерный слой металла, что сокращает трудоемкость обработки и
позволяет уменьшить расход металла заготовки.
Изготовленные элементы корпуса укрупняются сваркой в промежуточные
блоки, на внутренние поверхности которых наплавляется антикоррозионный
слой из аустенитной высоколегированной стали. Наплавка антикоррозионного
покрытия на цилиндрические поверхности блоков и корпуса производится в два
подхода. Внутренние поверхности торцов патрубков, а также торцевых поверх-
ностей фланцев под главный разъем по технологии наплавляются с примене-
нием автоматической наплавки.
Нагрев при сварке и наплавке осуществляется с помощью комплекта нагре-
вателей сопротивления, которые соединены между собой в отдельные группы
и образуют управляемые тепловые зоны. Кромки под автоматическую сварку
проверяются МПД или цветной дефектоскопией по всей поверхности. После
антикоррозионной наплавки на поверхности изделия производится УЗД для вы-
явления внутренних дефектов в зоне оплавления — наплавленного слоя ме-
талла с основным, осуществляется микротравление для определения склонности
металла шва к межкристаллитной коррозии (МКК), а также проводится конт-
роль на содержание феррита. Все сварные соединения и наплавки проходят
радиографический контроль, УЗД, МПД или дефектоскопию, механические ис-
пытания, а также определяется химический состав наплавленного металла.
Для контроля качества основного металла сварных соединений корпуса
реактора предусматривается использование специального стенда с автоматиза-
цией и механизацией процесса УЗД, МПД и цветной дефектоскопии. Места,
недоступные для автомеханического контроля, контролируются комплексным
методом с применением передвижной дефектоскопической установки. Укруп-
няющую сборку и сварку, а также сопутствующие им термообработку, меха-
ническую обработку, операции контроля осуществляют в определенной после-
довательности. Затем производятся наплавки торцов главных патрубков с
индукционным подогревом. Далее осуществляется механическая обработка, при
которой растачиваются внутренняя поверхность патрубков диаметром 850 мм
под наплавку и отверстия под приварку патрубков уровнемера.
Автоматическая' наплавка главного разъема и внутренней поверхности
верхнего полукорпуса осуществляется на сварочно-наплавочном стенде с по-
следующим отпуском и контролем наплавки. В подготовленном узле обраба-
тывают торец, опорный бурт, а также рассверливают отверстие для соедини-
тельных шпилек.
При изготовлении нижней части корпуса свариваются обечайки активной
зоны, нижняя обечайка и днище автоматической сваркой с последующим от-
пуском и контролем радиографией, УЗД и МПД полученных сварных швов.
Верхнюю и нижнюю части корпуса собирают и сваривают автоматической свар-
кой, а после термообработки и контроля производят облицовку шва антикор-
розионным слоем с последующим отпуском и контролем наплавки. Во фланце-
вой части корпуса окончательно протачивают отверстия под шпильки и наре-
зают в них резьбу. С этой целью используется специальная фрезерная головка.
Изготовленный корпус собирается с опорой и контрольной крышкой, под-
готавливается к проведению гидроиспытаний, проводятся гидроиспытания, конт-
роль сварных швов УЗД, МПД и цветной дефектоскопией. После этого про-
изводятся разборка, срезка заглушек, обработка кромок под сварку. Затем
осуществляется консервация, окраска.
98
3.1.7.	Компоновка реакторного отделения
При компоновке основного оборудования предусматривается обеспечение
безопасности АЭС при любом единичном принципиально возможном наруше-
нии устройств нормальной эксплуатации, в том числе при поперечном разрыве
любого трубопровода (или сосуда с отверстием, эквивалентным максималь-
ному трубопроводу).
Для обеспечения требуемой степени безопасности оборудование и комму-
никации, работающие на радиоактивном теплоносителе, который при разуплот«
нении контура дает выход радиоактивных газов и осколков деления наружу,
заключены в специально предусмотренное герметичное помещение, называемое
оболочкой реактора (рис. 3.6), рассчитанное на восприятие усилий и условий,
возникающих при любом принципиально возможном единичном разуплотнении
контура активного теплоносителя и обеспечивающее удержание радиоактивных
продуктов аварии внутри оболочки без ухудшения сверх допустимого предела
радиационной обстановки снаружи оболочки.
Расчетная максимальная авария разуплотнения по своему характеру мо-
жет быть отождествлена со взрывом, так как протекает в короткое время с
большим выделением энергии. В связи с этим обстоятельством внутри герме-
тичной оболочки реактора могут при аварии появиться «летящие» предметы —
осколки металла оборудования или строительных конструкций, которые обла-
дают большим импульсом и могут разуплотнить герметичную оболочку при
соударении с ее внутренней поверхностью. Для предотвращения подобных раз-
уплотнений оболочки часть первого контура, где могут появляться «летящие
предметы», отгорожена от поверхности оболочки бетонными экранами, пред-
ставляющими собой стены внутренних помещений — боксов, под оболочкой.
Пар, возникающий при аварийной ситуации, должен быть с минимальным
сопротивлением перепущен в верхнюю часть оболочки. Процесс развития ава-
рии настолько быстрый, что сечения соединительных проемов должны быть
весьма большими. Это обстоятельство предопределило конструирование обо-
лочки как единого, не имеющего разделения по воздуху помещения.
Защитная оболочка представляет собой цилиндр внутренним диаметром
40—50 м с куполообразным верхом. В защитной оболочке размещены системы,
оборудование и трубопроводы с высокопотенциальным (Рраб до 16 МПа, t до
330 °C) радиоактивным теплоносителем первого контура, в том числе:
1)	реакторная установка в составе: реактор, парогенераторы, ГЦН, ком-
пенсатор давления, емкости САОЗ, трубопроводы связи;
2)	система неохлаждаемой байпасной очистки теплоносителя в составе:
высокотемпературные фильтры и трубопроводы;
3)	система продувки-подпитки первого контура в составе: регенеративные
теплообменники продувки, доохладители продувки , и трубопроводов;
4)	система организованных протечек первого контура в составе: охлади-
тель протечек и трубопроводов.
Помимо указанных систем под оболочкой размещены системы и обору-
дование, , обеспечивающее проведение транспортно-технологических операций по
ревизии реактора; бассейн выдержки и перегрузки топлива, перегрузочная ма-
шина; шахта ревизии и «мокрой» выгрузки внутрикорпусных устройств, шахта
ревизии верхнего блока; машина и пультовая установка внешнего осмотра кор-
пуса реактора, а также системы, поддерживающие требуемый термовлажност-
4*
99
Рис. 3.6. Вариант компоновки первого контура ВВЭР с вертикальными. паро~
1 — защитная оболочка; 2— перегрузочная машина; 3 — реактор; 4 — ГЦН; 5 — вертикаль-
ный режим воздуха под оболочкой; системы охлаждения воздушного объема
воздуха под оболочкой, системы очистки воздуха от аэрозолей.
Обслуживание основного оборудования реакторной установки осуществля-
ется основным краном реакторного отделения. Вспомогательное оборудование*
расположенное вне зоны действия основного крана, обслуживается или круго-
вым консольным краном, или местными грузоподъемными средствами.
Контейнер с топливом, приспособления для ремонта и ревизии реактора*,
а также оборудование, вывозимое на ремонт в «грязное» помещение (элект-
ровыемная часть ГЦН и вентилятора, арматура и т. п.), доставляются в обо-
лочку через транспортный люк. Основной вход обслуживающего персонала в
оболочку предусматривается через герметичный шлюз. Для удобства обслу-
живания в оболочке предусматривается грузопассажирский лифт.
Компондвка негерметичной части реакторного отделения. Помещение ре
акторного отделения оси симметрично охватывает оболочку, где в основном^
размещены системы, оборудование и конструкции, обеспечивающие безопасность
блока, плановую и аварийную остановку реактора независимо от режимов
работы остальных блоков АЭС и систем общеблочного назначения, а также
отвод остаточных тепловыделений.
100
генераторами:
ный парогенератор
1	В соответствии с Санитарными правилами проектирования АЭС в основу
компоновки реакторного отделения заложен принцип: деление всех производст-
венных помещений обстройки на зоны в зависимости от характера техноло-
гических процессов, размещаемого оборудования, характера и возможной сте-
(	пени загрязнения помещений радиоактивными веществами.
В соответствии с этим принципом все производственные помещения обстрой-
ки разделяются на две зоны: зону строгого режима (контролируемая зона),
где условия труда персонала таковы, что дозы облучения могут превышать
0,3 годовой ПДД (предельно допустимой дозы), и зону свободного режима
(неконтролируемая зона), где условия труда персонала таковы, что дозы облу-
чения не могут превышать 0,3 годовой ПДД.
В зоне свободного режима размещены системы и оборудование, которые
L	в процессе своей работы не имеют контакта с радиоактивной водой первого
I	контура и от которых во всех режимах эксплуатации исключена возможность
\	загрязнения помещения радиоактивными веществами, а именно: система на-
•	дежного электроснабжения собственных нужд; система приточной вентиляции;,
1 аварийные питательные насосы с баками запаса обессоленной воды; насосы
надежного техводоснабжения с баками запаса технической воды; предохрани-
101
тельные клапаны парогенераторов, арматура паропроводов и питательной воды.
Обслуживание зоны свободного режима осуществляется через лестничные
клетки, связанные с «чистым» переходным мостиком и машинным залом. До-
ставка ремонтируемого в центральных ремонтных мастерских оборудования на
отметки его установки осуществляется через транспортные люки.
В зоне строгого режима размещены системы и оборудование, которое име-
ет контакт с радиоактивной водой систем первого контура: системы аварий-
ного расхолаживания реактора и гашения аварийного давления в герметичной
оболочке, включающие в себя баки аварийного запаса бора, спринклерные на-
сосы, насосы аварийного расхолаживания, баки концентрированного раствора
бора, насосы аварийного впрыска бора и трубопроводы; система расхолажи-
вания бассейна выдержки, состоящая из теплообменников, насосов и трубо-
проводов; система промежуточного контура ГЦН, состоящая из теплообмен-
ников, насосов и трубопроводов; система продувки-подпитки первого контура
в составе деаэраторов, подпиточных насосов, баков борсодержащих вод, уста-
новок очистки вод слива первого контура; система продувки парогенераторов,
состоящая из теплообменников, бака слива и насосов; маслосистема ГЦН,
спецканализация и другие вспомогательные системы; вытяжной вентиляцион-
ный центр с системой очистки газовых сдувок.
Обслуживание зоны строгого режима реакторного отделения осуществля-
ется через две «грязные» лестничные клетки с грузопассажирским лифтом. До-
ставка оборудования, ремонтируемого в «грязных» мастерских, осуществляется
по закрытой эстакаде связи с реакторного отделения со спецкорпусом.
Компоновка помещений и оборудования главного корпуса АЭС. Главный
корпус включает в себя турбинное и реакторное отделения, а также некото-
рые вспомогательные службы. Между турбинным и реакторным отделениями
обычно располагаются помещения электроустройств собственных нужд, блоч-
ные и центральные щиты управления, коридор трубопроводных коммуникаций,
деаэраторы («этажерка»).
В главном корпусе размещаются мастерские для оперативного ремонта
оборудования. Кроме того, в реакторном отделении могут размещаться систе-
мы дезактивации оборудования, а также системы для длительного хранения
пришедших в негодность высокоактивного оборудования и деталей.
Под компоновкой помещений и оборудования главного корпуса понима-
ется их взаимное размещение в главном корпусе. В практике строительства
АЭС находят применение как сомкнутые, так и разомкнутые компоновки. При
сомкнутой компоновке «этажерка» электроустройств имеет общие стены с
турбинным и реакторным отделениями, т. е. они образуют единое здание. При
разомкнутой компоновке турбинное отделение и «этажерка» электроустройств
образуют одно здание, а реакторное отделение — другое. В сомкнутой компо-
новке получаются более короткие трассы трубопроводов (паропроводы, пита-
тельные трубопроводы и т. д.). При разомкнутой компоновке решаются проще
вопросы вентиляции и освещения турбинного отделения и «этажерки».
При решении вопроса о том, какая компоновка должна быть принята, су-
щественную роль играет форма здания турбинного и реакторного отделений.
Когда оба отделения имеют прямоугольную форму^ предпочтительна сомкнутая
компоновка.
Реакторные отделения часто выполняются в сферической или цилиндриче-
ской оболочке. Совмещение конструкций прямоугольной «этажерки» со сфери-
102
ческой или цилиндрической оболочкой очень сложно, поэтому предпочтительна
разомкнутая компоновка.
Компоновка главного корпуса должна отвечать следующим требованиям:
работа станции должна быть надежной и бесперебойной; эксплуатация и ре-
монтные работы должны быть удобны и высокопроизводительны; стоимость
электростанций должна быть минимальной.
Компоновка реакторного отделения. Реакторное отделение относится к
зоне строгого режима, которая характеризуется тем, что в ней возможно воз-
действие ионизирующего излучения. В связи с этим кроме требований, кото*
рым должна отвечать компоновка АЭС, перечисленных выше, к компоновке
реакторного отделения предъявляются дополнительные требования.
Помещения реакторного отделения должны подразделяться на необслу-
живаемые, в которых недопустимо пребывание людей при работающем реак-
торе, полуобслуживаемые и обслуживаемые. В случае возникновения аварийных
ситуаций на АЭС, сопровождающихся выделением значительных количеств ра-
диоактивных веществ, должна быть обеспечена локализация последних. Реактор
и контуры с радиоактивным теплоносителем должны быть герметичны и иметь
биозащиту. Оборудование, которое может быть источником радиоактивного
загрязнения и ионизирующего излучения, должно быть размещено в помеще-
ниях с биологической защитой. Коммуникации, по которым перемещаются ра-
диоактивные среды, должны прокладываться либо в помещениях оборудования,
либо в изолированных помещениях, коридорах в каналах.
Компоновочные решения зарубежных АЭС с реакторами мощностью 900—
1300 МВт. Строящиеся и намеченные к строительству зарубежные АЭС с
ВВЭР отличаются моноблочностью главных корпусов.
В главном корпусе расположен один реактор и один турбоагрегат («ост-
ровная компоновка»), на одной площадке АЭС размещаются два — четыре
блока. В ФРГ, Франции, Швейцарии полностью отказались от размещения не-
сколько крупных блоков в одном главном корпусе для АЭС. По мнению зару-
бежных специалистов-энергетиков, это дает следующие преимущества: незави-
симость монтажа и оборудования нескольких блоков на площадке АЭС, что
сокращает в итоге сроки строительства АЭС в целом; независимость и удобство
эксплуатации и ремонта блоков; лучшая приспособленность (привязка) блоков к
рельефу местности; удобство подъездных путей; не нарушается работоспособ-
ность станции в случае выхода из строя одного из блоков; повышается воз-
можность стандартизации оборудования и сооружений.
Фирмы ФРГ поставляют только стандартные АЭС или АЭС с набором
стандартных зданий с несколько измененным расположением их относительно
друг друга.
Еще одной характерной чертой является стандартизация узлов АЭС. Энерге-
тические объединения всех развитых стран стремятся к применению стандарт-
ных решений как по конструкциям, так и по компоновочным решениям, причем
последнее не препятствует неизбежному прогрессу и усовершенствованию обо-
рудования.
Реакторное отделение АЭС Мюльхайн Керлих имеет двойную оболочку:
первичную противоаварийную, стандартную сферическую стальную оболочку
диаметром 56 м и вторичную защитную цилиндрическую железобетонную обо-
лочку; заглубление реакторного отделения 18 м. Высота оболочки над уровнем
земли 44 м.
103
В США также идут на стандартизацию проектов АЭС. Однако между ком-
поновочными решениями АЭС с двойной защитной оболочкой в ФРГ и США
имеются существенные отличия, заключающиеся в том, что по-разному исполь-
зуется пространство внутри сферы и между защитными оболочками.
В сферической оболочке на АЭС ФРГ кроме основного оборудования уста-
навливается также склад свежего и отработанного топлива, в то время как на
АЭС США такой же склад сооружается снаружи в отдельном здании.
По мнению специалистов ФРГ, большая безопасность обеспечивается при
расположении топливного склада внутри оболочки. Если даже транспортный
контейнер упадет на зону перегрузки, то последствия такой аварии будут ме-
нее значительны внутри оболочки, чем при расположении склада вне оболочки.
В США, наоборот, перемещение тяжелых грузов над складом топлива не раз-
решается, поэтому топливные склады сооружаются вне оболочки.
При компоновке с топливным складом внутри сферы дополнительная за-
щита вокруг радиоактивных поверхностей позволяет персоналу АЭС входить
в сферу во время нормальной работы для общей инспекции, что является до-
полнительным преимуществом в работе, так как позволяет осуществлять тех-
ническое обслуживание некоторых участков станции, а также облегчает обна-
ружение неисправностей. Это дополнительное преимущество играет немало-
важную роль в повышении коэффициента использования установленной мощ-
ности.
Одним из преимуществ сферических оболочек является возможность уста-
новки некоторых важных вспомогательных систем рядом с реактором внутри
оболочки и в кольцевом пространстве между сферой и наружной железобетон-
ной оболочкой, таких как аварийная зона и т. п. Последним новым решением
в конструкции сферической оболочки является ее неэксцентричное расположе-
ние по отношению к внешней железобетонной оболочке, что позволяет в рас-
ширенном пространстве между оболочками устанавливать крупное оборудо-
вание, вплоть до бассейна хранения свежих и отработанных твэлов.
Расчетное давление таких защитных оболочек колеблется в пределах 5,3—
6,5 бар.
Компоновка АЭС с ВВЭР-1000. Компоновка реакторного отделения
ВВЭР-1000 решена симметрично, оболочка и обстройка выполнены на одной
плите, основные каналы системы безопасности компактно размещены вокруг
оболочки.
Реакторное отделение представляет собой цилиндрическую бетонную обо-
лочку со сферическим куполом. Все циркуляционные петли одинаковы по дли-
нам, т. е. одинаковы по гидравлическому сопротивлению. Циркуляционные пет-
ли расположены попарно по обе стороны реактора, в боксах. Между боксами
в плане с одной стороны расположены бассейн выдержки и перегрузки, шахта
ревизии оборудования реактора, транспортный проем, с противоположной сто-
роны — оборудование системы компенсации давления. Емкости САОЗ замк-
нуты попарно на «горячую» и «холодную» нитки трубопровода первого кон-
тура.
Реактор установлен на опоре, его корпус расположен в бетонной шахте, ко-
торая является и биозащитной, и несущей конструкцией. Для сухой защиты
используется серпентинитовый бетон. Между корпусом реактора и шахтой
имеется кольцевой зазор, предназначенный для периодического контроля ме-
талла корпуса в связи с требованиями правил. Верхняя часть шахты снабжена
104
гидрозатвором и соединяется с бассейном выдержки. При перегрузке верхний
объем шахты вместе с бассейном заливается водой. Нижний объем соединя-
ется проемом, снабженным герметичной дверью, с помещением для машины
осмотра корпуса.
Электрическая часть ГЦН находится вне боксов, недоступных во время
работы установки, это дает возможность контролировать работу насосов.
Помещение системы компенсации давления имеет защитное ограждение от
боксов ПГ. Основное оборудование реакторной установки транспортируется
мостовым краном. Заглубление аппаратного отделения составляет 3,5 м. Это
существенно ускоряет и удешевляет строительство, кроме того, снижается влия-
ние грунтовых вод в период как строительства, так и эксплуатации.
Сравнение основных характеристик АЭС с ВВЭР-1000 с лучшими зару-
бежными проектами позволяет сделать вывод, что проектные показатели оте-
чественных АЭС с ВВЭР-1000 в основном отвечают современному междуна-
родному уровню.
Сравнение, однако, показывает на наличие у АЭС с ВВЭР-1000 еще не
использованных резервов.
Основные пути дальнейшего повышения технического уровня АЭС: повы-
шение параметров и слабый перегрев пара, переход на вертикальные пароге-
нераторы; повышение тепловой мощности реакторной установки; улучшение
маневренных' характеристик АЭС; дальнейшее сокращение объемных показа-
телей реакторного отделения, спец-корпуса; совершенствование конструкций,
снижение материалоемкости, снижение трудозатрат; применение двойной гер-
метично-защитной оболочки полного давления с промежуточным объемом для
организации контроля и отсоса радиоактивных продуктов; разработка вопро-
сов централизованного хранения радиоактивных отходов и хранения отрабо-
танного топлива.
Реализация этих направлений приведет к дальнейшему улучшению технико-
экономических показателей энергоблоков, повышению безопасности и надеж-
ности их работы и создаст определенные предпосылки для перехода на сле-
дующую ступень развития отечественных АЭС.
3.1.8.	Оборудование для перегрузки реактора
Для поддержания нормальной работы реактора необходимо выполнять в
определенной последовательности операции с топливом. К ним относятся: под-
готовка топлива к перегрузке, перегрузка топлива и установка его в зоне
выдержки для уменьшения радиационной и тепловой активности.
Обычно под термином «перегрузка топлива» подразумевается загрузка в
активную зону реактора свежего топлива и удаление отработанного, а также
перестановка тепловыделяющих сборок внутри активной зоны. Все оборудо-
вание, при помощи которого проводится перегрузка топлива, подразделяется
на оборудование для установки свежего топлива в реактор и удаления отрабо-
танного и оборудование для подготовки выполнения этих операций. При по-
мощи последнего проводится установка свежего топлива в перегрузочную ма-
шину, подготовка загрузочных патрубков, приведение их в нормальное рабочее
состояние и т. д.
Перегрузочное оборудование работает в тяжелых условиях, подвергаясь
воздействию нейтронного и у-излучений, а также коррозионной среды. В то же
105
время перегрузочное оборудование должно быть достаточно надежным, так
как выход его из строя во время перегрузки может привести либо к аварии,
либо к длительному простою реактора.
На всех действующих, строящихся и проектируемых АЭС с ВВЭР пере-
грузка осуществляется при остановленных реакторах и снижении давления в
корпусе реактора до атмосферного. Топливо из реактора удаляется только
сверху. Существуют два способа перегрузки: «сухая», когда ТВС, удаленные из
реактора, перемещаются в зону в герметичном транспортном контейнере, и
«мокрая», когда ТВС, удаленные из реактора, перемещаются в зону выдержки
по каналам, заполненным водой.
Отличие их заключается в различных способах транспортировки отрабо-
тавших ТВС от зоны реактора до зоны выдержки, а также в различном пе-
регрузочном оборудовании: в «сухой» перегрузке используют реакторный кран;
манипулятор зоны реактора; транспортный контейнер; контейнеропровод и
манипулятор зоны выдержки, а в «мокрой» — только реакторный кран и ма-
нипулятор. Правда, здесь для мокрой перегрузки указан состав перегрузочного
оборудования на вновь строящихся АЭС, на многих действующих АЭС единиц
оборудования имеется больше.
На АЭС «Дрезден-2», ВВЭР-1000, «Библис» и др. зона выдержки разме-
щена вблизи зоны реактора. ТВС, извлеченная манипулятором из активной
зоны реактора, поступает под слоем воды к шлюзу, соединяющему зону реак-
тора с бассейном выдержки, в котором сборка устанавливается в стеллажи.
Затем манипулятор извлекает свежую сборку из стеллажей, расположенных
рядом, и перемещает ее по тому же пути к активной зоне реактора, но в об-
ратном направлении.
В настоящее время на всех АЭС с ВВЭР принят режим перегрузки с
остановкой АЭС 1 раз в год сроком около 1 мес. Вклад ядерной энергетики в
общий энергетический потенциал с каждым годом возрастает. Поэтому если
установившийся режим перегрузки останется без изменения, то возникнут
большие трудности в снабжении промышленности электроэнергией. Это объяс-
няется тем, что остановка большого числа АЭС на перегрузку приводит к не-
обходимости создания больших мощностей, которые будут подключаться по
мере отключения АЭС на перегрузку. В настоящее время фирма «Вестингаус
электрик» разработала реактор модели 3817 МВт (тепл.) с системой для уско-
ренной перегрузки топлива. Проектировщики заявляют, что система увеличит
число перегрузок активной зоны без уменьшения коэффициента использования
АЭС по сравнению с обычным режимом перегрузки. Частично это стало воз-
можно благодаря усовершенствованию различных устройств, например, уст-
ройства для удаления крышки реактора. Оно обеспечивает возможность быст-
рого удаления и замены крышки реактора, что уменьшает время простоя.
При новой системе вместо !/3 активной зоны будет перегружаться Уб-
Так как уровень обогащения урана для получения оптимальных характеристик
уменьшается с увеличением числа перегрузок, то при каждой перегрузке мож-
но загружать меньшее количество топлива.
Перегрузочная машина ВВЭР. Перегрузочная машина (рис. 3.7) предна-
значается для перемещения ТВС ядерного реактора под слоем воды с выпол-
нением следующих операций: выгрузка отработавшйх ТВС из реактора, транс-
портировка и установка их в ячейки стеллажа бассейна выдержки; выгрузка
свежих ТВС из герметичных пеналов в стеллажах бассейна выдержки; транс-
106
Рис. 3.7. Перегрузочная машина ВВЭР:
1 — мост; 2 -* тележка
портировка свежих ТВС из бассейна выдержки и установка их в реактор; пе-
рестановка ТВС внутри реактора; выгрузка ТВС из реактора, транспортировка
и установка их в пеналы контроля герметичности оболочек (КТО); установка-
извлечение пробок в пеналах КТО и герметичных пеналах; перегрузка про-
веренных ТВС из пеналов КТО в реактор или бассейн выдержки в зависимо-
сти от результатов контроля; зачистка посадочных гнезд под ТВС с помощью
специального устройства; осмотр зоны реактора, посадочных гнезд под ТВС в
днище корзины и наблюдение за проведением операций по сцеплению-расцепле-
нию рабочей штанги с транспортируемыми элементами с помощью телевизи-
онных камер.
Перегрузочная машина состоит из напольного моста с установленной на
нем передвижной тележкой с рабочей штангой и другими механизмами. Управ-
ление машиной производится дистанционно с пульта управления или с пульта
местного управления вручную, установленного на мосту в кабине.
Контроль наведения перегрузочной машины на заданную координату аппа-
рата или бассейна выдержки выполняется по шкалам сельсинов индикаторов,
сигналы на которые подают сельсины-датчики сельсинных блоков места и те-
лежки. Визуальный контроль наведения осуществляется также по индикатору
наведения, установленному в кабине управления. Контроль за работой машины
над реактором или бассейном выдержки ведется по видеоконтрольному устрой-
ству телевизионной системы, также расположенному в кабине. Кабина машины
снабжена принудительной циркуляцией и рассчитана на работу двух человек —
оператора и физика.
Работа перегрузочной машины. За счет перемещения моста и тележки
оператор с пульта управления наводит ось рабочей штанги на заданную коор-
динату. С помощью механизма перемещения рабочей штанги, установленного
на тележке, производится опускание штанги до тех пор, пока захват не со-
стыкуется с выбранной кассетой для перегрузки.
107
Захватывание кассеты осуществляется поворотом внутренней секции ра-
бочей штанги на угол 90° по часовой стрелке механизмом поворота. Подъемом
рабочей штанги захваченная ТВС извлекается из реактора и транспортируется
в бассейн выдержки. Опусканием рабочей штанги ТВС устанавливается в ячей-
ку стеллажа (чехла, гермопенала) бассейна выдержки. Поворотом внутренних
секций на угол 90° против часовой стрелки с помощью механизма поворота
осуществляется расцепление захвата с ТВС. Подъемом перегрузочной штанги
захват выводится из зацепления с ТВС. Аналогично производится работа со
всеми перегружаемыми элементами.
Рабочая штанга перегрузочной машины предназначена для захвата, пе-
реноса и установки элементов ядерного реактора под слоем воды.
Штанга расположена в направляющей трубе с бронзовыми вкладышами,
которая крепится на тележке. На направляющей трубе расположено приводное
зубчатое колесо с реечным приводом подъема, сцепляемое с рейкой, закреп-
ленной на реечной секции. Приводное зубчатое колесо предназначено для подъ-
ема, спускания и дожатия перегружаемого элемента.
Штанга выполнена телескопической и состоит из следующих узлов и ме-
ханизмов: а) трех подвижных секций — наружной (реечной), средней, внут-
ренней (первой) секций, причем первая секция снабжена захватной головкой;
б) троссового привода подъема, соединенного тросом с внутренней секцией для
перемещения первой секции относительно средней и реечной, соединенных в
один узел, либо первой и средней относительно реечной; в) тросового привода
подъема (опускания) кластера, соединенного тросом с захватом кластера, для
перемещения кластера относительно первой секции; г) секции поворота, на
которую насажена рама с зубчатом венцом для зацепления перегружаемого
элемента вращением относительно реечной, первой и средней секции; секции по-
ворота расположены между реечной и средней секциями и опираются через
подшипниковые узлы на реечную секцию; подшипниковые узлы позволяют вра-
щаться секции поворота вокруг своей оси со средней и первой секцией, распо-
ложенными в секции поворота. .
Для контроля угла поворота на штанге предусмотрены кинематический ре-
дуктор и командоацпарат с сельсинами-датчиками. Кинематический редуктор
соединяется с секцией поворота через зубчатую передачу. Привод поворота,
кинематический редуктор и командоаппарат крепятся на кронштейнах, при-
крепленных к платформе. Платформа крепится на реечной секции, причем по-
ложение платформы на реечной секции фиксируется штырем, входящим в паз
основания платформы. Платформа является несущей конструкцией всей штанги
и подвешивается на тележке перегрузочной машины на тросах за кронштейны.
На раме с зубчатым венцом расположен механизм фиксации, предназначенный
для фиксации средней секции в крайнем верхнем и крайнем нижнем положениях
относительно секции поворота. Первая секция рабочей штанги является одним
из основных органов рабочей штанги и состоит из фиксирующей трубы, на-
правляющей трубы и захватной головки.
При нормальной эксплуатации подъем секции осуществляется за рабочий
трос, а в случае обрыва рабочего троса нагрузка воспринимается аварийным
тросом.
Для уменьшения динамических нагрузок, возникающих при обрыве
рабочего троса, , и передачи их на аварийный трос предусмотрена пружина,
которая предварительно поджимается. Захватная головка крепится болтами к
108
«ервой секции и состоит из: стержня, фиксирующей втулки, поджимаемой пру-
жинами, ограничителя угла поворота, запрессованного в стержень.
Зацепление рабочих элементов осуществляется головкой захвата за счет
опускания и поворота захвата со штангой при неподвижном рабочем элемен-
те на угол 90° по часовой стрелке, расцепление производится поворотом на этот
же угол в другую сторону.
3.2.	Быстрые реакторы с натриевым теплоносителем
Первый контур реакторов размножителей на быстрых нейтро-
нах с натриевым теплоносителем состоит из трех важнейших эле-
ментов: активной зоны, циркуляционного насоса и промежуточного
теплообменника.
Различие в конфигурации первого контура определяет основ-
ные конструкционные особенности реакторов на быстрых нейтро-
нах. Для петлевого (контурного) варианта характерны наличие
собственных корпусов у каждого из трех элементов и связь между
ними с помощью трубопроводов. Для интегрального (погружного,
бакового) варианта характерно совместное размещение активной
зоны, насоса и теплообменников в одном корпусе, заполненном
натрием (табл. 3.3). Каждая концепция имеет свои преимущества
и недостатки, и в настоящее время во всем мире при строительстве
и проектировании АЭС используются оба варианта. В США, ФРГ
и Японии принят петлевой вариант, во Франции и Англии — инте-
гральный. В Советском Союзе эксплуатируются АЭС с петлевой
(БН-350) и интегральной (БН-600) компоновками.
Примером петлевого варианта конструкции ядерного реактора
являются отечественные реакторы на быстрых нейтронах: БР-5,
БОР, БН-350 (рис. 3.8) и зарубежные SNR-300 —ФРГ, MONIO,
IOYO —Япония (рис. 3.9), CRBR (АЭС Клинч-Ривер) — США
и др. АЭС с этими реакторами имеют различную мощность — от 5
до 1000 МВт.
К реакторам интегральной компоновки относятся БН-600
(рис. 3.10 и 3.11), БН-1600 (рис. 3.12)—СССР, «Феникс» и «Су-
пер-Феникс» (рис. 3.13)—Франция, PFR, CFR (рис. 3.14)—Анг-
лия и т. д.
3.2.1.	Конструкция корпуса реакторов
Корпус реактора служит для размещения активной зоны и дру-
гих внутрикорпусных конструкций, а также натрия и защитного
газа. Корпус является важнейшей частью реактора с точки зре-
ния эксплуатации и обеспечения безопасности. В реакторах с нат-
риевым теплоносителем нет необходимости в большой толщине
стенок корпуса, так как давление в контуре определяется в основ-
ном напором циркуляционного насоса и является низким. Тонко-
стенная конструкция снижает термические нагрузки и ослабляет
тепловые удары на корпус. Материал корпуса реактора-размно-
жителя на быстрых нейтронах подвергается воздействию высоких
109
Т а блица 3.3. Основные характеристики установок с реакторами на быстрых нейтронах
Характеристика	БОР-60 (СССР)	PFR (Англия)	«Феникс» (Франция)	БН-350 (СССР)	БН-600 (СССР)	«Клинч- Ривер» (США)	« Супер- Феникс» (Франция)
Мощность, МВт:							
электрическая		250—270	250	100	600	350	1200
тепловая	60	600	600	1000	1470	790	2900
Вариант компоновки	Петлевой	Баковый	Баковый	Петлевой	Баковый	Петлевой	Баковый
Температура, °C:							
на выходе из реактора	До 600	550—600	560	500	550	552	535
на входе в реактор	360-480	400-450	400	300	337	398	395
Число параллельных петель первого контура	2	3	3	5	3	3	4
Температура, °C:					518	540	
на выходе из промежуточного тепло- обменника	До 560	530	550	450			510
на входе в промежуточный теплооб- менник	340-450	370	.	350	270	328	330	330
Число параллельных петель второго кон- тура Параметры пара:	2	3	3	5	3	3	4
температура, °C давление, МПа	540	513—566	512—540	435	505	510	490
	10,0	16,2	16,2—16,8	5,0	14,0	19,0	18,4
Температура питательной воды, °C	220	228	246-289	158	241	260	235
Тип турбину	Специальный	Специальный	Стандартный	Стандартный	Стандартный	Стандартный	Стандартны
Мощность и число турбин	—	300	250	100	3x200	—	2x600
Тип промежуточных теплообменников	Верти!	сальные кожухо пространстве,	трубные с цирк второго контург С КО1	уляцией теплон< 1 — в трубках. ипенсирующим i	эсителя первого контура в межтрубном Пучки набраны из прямых труб 'ибом		
Число и мощность теплообменников	2x30	6X100	6X94	5X200	6X245	3x263	8X363
Тип парогенераторов	Двух-	Двух-	Трех-	Двух-	Трех-	Трех-	Двух-
	корпусный секционный с естествен- ной циркуляцией	корпусный прямоточный с естествен- ной циркуляцией	корпусный	корпусный с естествен- ной циркуляцией	корпусный прямоточный секционный	корпусный модульный	корпусный прямо- трубный, корпусный змеевиковый
Число парогенераторов	2	3	3x12	5x2	3x8		4
Рис. 3.8. Конструкционная схема реактора БН-350:
1 — напорный трубопровод; 2 — корпус; 3 — сливной трубопровод; 4 — центральная колон-
на; 5 — поворотная пробка; 6—верхняя неподвижная защита; 7—»защитный колпак; 8.—
внереакторный механизм перегрузки; 9 — передаточный бокс; 10 — элеватор загрузки (вы-
грузки); И — механизм перегрузки ТВС; 12—активная зона; 13— напорный коллектор;
И — боковая защита
Рис. 3.9. Схема реактора IOYO:
1 — трубопровод отвода теплоносителя;
для перегрузки топлива; 4 — механизм „	...	.....
вода регулирующих стержней; 6 —привод малой поворотной * пробки^'? — повирои
ка; « — направляющая колонна регулирующих стержней; 9 — корпус реактопа-
тивная зона; // — зона воспроизводства; 12 — трубопровод подвода теплоносит«
2 — привод
внутренней
поворотной
Л.^е1Т^3^и_ т°пливВ; 5 — механизм при-
ка; в — направляющая колонна регулирующих ' стержней;'“р-корпус ^еТктора™//) - ак'-
тивная зона; 11 зона воспроизводства; 12 — трубопровод подвода теплоносителя* 13
азот охлаждения защитной оболочки; 14 - защитная оболочка	теплоносителя, и -
пробки;
3 — устройство
112

Рис. 3.11. Реактор БН-600 (вертикальный разрез по элеватору):
1 — активная зона; 2 — центральная поворотная колонна; 3 — внереакторный механизм
перегрузки ТВС; 4 — элеватор загрузки (выгрузки) ТВС; 5 — ТВС; 6 — ионизационные ка-
меры; 7 — вытеснители (нейтроноводы); 8 — внутреннее хранилище; 9 — напорная ка-
мера
Рис. 3.12. Схема реактора БН-1600:
1 — ГЦН; 2 — промежуточный теплооб-
менник; 3 — активная зона
нейтронных и гамма-потоков и,
следовательно, должен иметь вы-
сокую радиационную стойкость.
Обычно в качестве материала
для корпусов используют аусте-
нитную нержавеющую сталь.
Для интегральных компоновок
реактора характерным является
большой диаметр корпуса.
Отечественный реактор
БН-600 является интегральной
Рис. 3.13. Конструкционная схема реактора «Супер-Феникс»:
1 — страховочный корпус; 2 — основной корпус; 3 — промежуточный теплообменник; 4 —
верхняя защита; 5 — контроль утечки; 6 — большая поворотная пробка; 7 — уровень Na;
8—,малая поворотная пробка; 9 — механизмы регулирующих стержней; 10 — механизм
перегрузки; // — ГЦН; 12 — зона воспроизводства; 13 — боковая нейтронная защита; 14 —
активная зона; 15 — напорная камера; 16 — защитный коллектор; /7 — ионизационные ка-
меры
Рис. 3.14. Конструкционная схема реактора PFR:
1—теплообменник Na—Na; 2 — отражатель нейтронов; 3 — активная зона; 4 — напорная
камера; 5 — зона воспроизводства; 6 — ГЦН
системой погружного типа (см. рис. 3.10 и 3.11). Поворотные проб-
ки, центральная колонна, механизмы СУЗ и перегрузки, активная
зона и зона воспроизводства, нейтронная защита, а также насосы
и промежуточные теплообменники размещены в едином баке —
корпусе реактора.
Корпус реактора БН-600 представляет собой цилиндрический
I бак высотой 1300 мм с максимальным внутренним диаметром
О 12 900 мм с эллиптическим днищем и конической верхней частью,
на которой установлены поворотные пробки. Цилиндрическая часть
J выполнена толщиной 30, днище 34, крышка 55 мм. Толщина стенок
' корпуса рассчитывалась на восприятие весовой нагрузки поворот-
ных пробок со всем оборудованием и веса натрия, а также темпе-
ратурных напряжений и устойчивости при вакуумировании. Крыш-
ка корпуса имеет силовой фланец, к которому приварена обечайка
поворотных пробок. На крышке размещены патрубки для уста-
’ новки шести теплообменников, трех насосов и крепления опоры
элеваторов.
Цилиндрическая, часть корпуса соединена^ с эллиптическим дни-
/ щем через переходное кольцо, на котором расположен опорный
пояс. На нем размещено основное оборудование первого контура:
напорная камера с ТВС активной зоны и зоны воспроизводства,
:,я
116
внутрибаковая нейтронная защита, промежуточные теплообмен-
ники и циркуляционные насосы первого контура. Нагрузка реак-
тора через опорное кольцо передается на катковые опоры, которые
закреплены на фундаментной плите. На опорном поясе закреплена
обечайка для тепловой защиты стенок корпуса, образующая зазор
для охлаждения стенок корпуса. Опорный пояс — основная сило-
вая конструкция внутри корпуса реактора БН-600 — имеет систему
радиальных ребер, которые образуют три сливные камеры; каж-
дая камера является участком трассы теплоносителя первого кон-
тура, поступающего от двух теплообменников к насосу.
Корпус БН-350 (см. рис. 3.8) также изготовлен из нержавею-
щей стали, представляет собой сосуд с переменным диаметром от
2,2 до 6 м. Общая его высота 13 м, толщина стенок в нижней ча-
сти 30 мм. В нижней части корпуса под активной зоной располо-
жены шесть патрубков для входа натрия диаметром 500 мм. Вы-
ходные трубопроводы, имеющие диаметр 600 мм, расположены вы-
ше активной зоны. Вокруг основного корпуса имеется страховоч-
ный кожух толщиной 10 мм, предотвращающий утечку натрия из
реактора при разгерметизации основного корпуса. Зазор между
корпусом и кожухом служит также для газового разогрева реак-
тора, при нормальной работе заполняется аргоном. Корпус явля-
ется несущей конструкцией и воспринимает вес активной зоны с
коллектором, верхних вращающихся пробок, биологической защи-
ты, натрия, механизмов управления и механизма перегрузки, рас-
положенных на поворотных пробках. В средней части корпус име-
ет наружный фланец, который опирается на роликовые опоры, ус-
тановленные на сварную кольцевую металлоконструкцию.
Внутренняя поверхность корпуса и выходные патрубки имеют
тепловые экраны, снижающие температурные напряжения при рез-
ком изменении температуры теплоносителя. Корпус охлаждается
натрием, направленным из напорной камеры через дроссельные
устройства (2 % общего расхода натрия) в зазор, образуемый
внутренней поверхностью корпуса реактора и тепловом экраном
толщиной 60 мм. Биологическая защита, расположенная внутри
реактора, набрана из стальных болванок общей толщиной
200 мм, слоя натрия 500 мм и стальных обечаек общей толщиной
60 мм.
Цилиндрический корпус реактора SNR-300 из нержавеющей
стали имеет диаметр 6,2 м и толщину стенок 40 мм. Он окружен
вторым защитным корпусом. Зазор между двумя корпусами со-
ставляет около 300 мм, что обеспечивает доступ для осмотра те-
левизионными камерами. Большинство узлов устанавливается вы-
ше аварийного уровня жидкого натрия, а устанавливаемые ниже
этого уровня окружены защитными корпусами с ограниченным
свободным объемом. Сам корпус реактора не имеет вводов или вы-
водов ниже аварийного уровня натрия. Входные трубопроводы со-
единяются со стенками реактора в верхней части и затем идут
вниз внутри корпуса к напорному коллектору активной зоны. Кор-
пус реактора соединяется жесткими короткими трубопроводами с
117
оборудованием первого контура, причем насосы и теплообменники
устанавливаются на скользящие опоры для компенсации тепловых
расширений.
3.2.2.	Верхняя пробка реактора
Верхняя пробка реактора (рис. 3.15) расположена в верхней
части корпуса реактора, выполняет функцию биологической защи-
ты и предназначается для установки защитного экрана, размеще-
ния механизмов СУЗ и обеспечения совмещения исполнительных
органов СУЗ со стержнями и кассетами в аппарате и т. п.
Конструкции пробок реакторов отличаются друг от друга в
зависимости от способа перегрузки топлива. Конструкция устрой-
ства перегрузки* топлива «горячая камера» должна обеспечивать
простоту и удобство демонтажа и монтажа пробки с сохранением
высокой надежности герметизации внутренней полости реактора.
В устройствах перегрузки топлива без удаления пробки для обес-
печения доступа перегрузочных механизмов к любой топливной
сборке используют одинарные поворотные пробки (PFR, «Фе-
| нике»), двойные эксцентрические поворотные пробки (IOYO,
EFR-II, БН-350, БН-600) и тройные поворотные пробки (SNR).
Поворотные пробки имеют более сложную конструкцию, чем проб-
ка типа «горячая камера».
Конструктивно пробки обычно представляют собой один или
несколько замкнутых цилиндров, жестко соединенных между собой.
Внутренняя полость верхней части цилиндра заполняется графи-
том, средняя часть — чередующимися слоями стали, графита, теп-
лоизоляционного материала, нижняя часть — набором листовой
стали.
В пробке располагаются кессонные трубы для прохода испол-
нительных механизмов СУЗ, термопар, трубы с фланцами для
прохода и установки механизмрв перегрузки, а также отверстие
диаметром 500—600 мм, используемое при ремонтных работах.
Из-за сложных асимметричных конструкций, а также из-за то-
го, что внутренний нагрев осуществляется за счет конвективного
теплообмена, излучения с поверхности натрия и объемного тепло-
выделения в материалах защиты, определение температурного рас-
пределения в верхней пробке является весьма сложной задачей.
Разность температур верхней и нижней поверхностей пробки со-
ставляет примерно 500 °C, а так как при управлении стержнями
СУЗ и перегрузке ТВС необходима высокая точность взаимного
расположения элементов конструкций, расчет термических напря-
жений и перемещений каждого узла представляет сложную проб-
лему.
Вращение поворотных пробок осуществляется приводами, со-
стоящими обычно из электродвигателя, редуктора, ограничителя
поворота пробок и стопорного устройства. Вал электродвигателя
соединен с валом редуктора полумуфтами, через которые крутя-
щий момент от электродвигателя или ручного привода передается
118
Рис. 3.15. Поворотная пробка с центральной колонной реактора БН-600:
1 — отражатель нейтронов; 2 — тепловая защита крышки реактора; 3 — уплотнение пово-
ротных пробок; 4 — механизм подъема направляющих труб регулирующих стержней; 5 —
кессонные трубы регулирующих стержней; 6 — направляющая труба механизма перегруз-
ки; 7 — защита поворотных пробок; 8 — подвижные направляющие трубы регулирующих
стержней
к приводной шестерне, находящейся в зацеплении с зубчатым вен-
цом пробок. Ограничитель поворота пробок ограничивает поворот
пробок как по часовой, так и против часовой стрелок. Стопорное
устройство предназначено для точной фиксации пробки в стояноч-
ном положении. Эксцентрично расположенные пробки могут вра-
119
щаться на шаровых опорах независимо одна от другой, каждая
вокруг своей оси. Отсчет углов поворота пробок производится как
по лимбу на зубчатых венцах, так и по индикаторам автоматизи-
рованной системы наведения.
Уплотнение полости реактора от внешней среды по вращающим-
ся пробкам осуществляется жидкостными и эластичными уплот-
нениями. В качестве жидкостных уплотнений применяются гидро-
затворы с эвтектическими сплавами, обладающими низкой темпе-
ратурой плавления, например сплав висмута с оловом. Сплав в
гидрозатворах во время нормальной эксплуатации находится в
твердом состоянии, при вращении пробок (режим перегрузки) —
в расплавленном. Гидрозатворы пробок состоят из неподвижных
кольцевых ванн и подвижных кольцевых ножей, входящих в поло-
сти ванн. Для расплавления сплава и поддержания его в жидком
состоянии в тело ножей вмонтированы электронагреватели. Конт-
роль температуры сплава в гидрозатворах и ее регулирование ве-
дутся термопарами, установленными на наружных поверхностях
ванн. Эластичные уплотнения используются обычно как дубли-
рующие жидкостных.
3.2.3.	Внутрикорпусные конструкции реактора
Назначение внутрикорпусных элементов конструкции заключа-
ется в креплении активной зоны и распределении расхода тепло-
носителя внутри реактора. Они несут механические нагрузки, обу-
словленные весом конструкции и перепадом давления, возникаю-
щим за счет гидравлического сопротивления активной зоны. Обыч-
но в реакторах с целью согласования принудительного потока
направлением естественной циркуляции в активной зоне создается
восходящий поток, т. е. направленный снизу вверх. Подвод натрия
в нижнюю часть активной зоны при цогружном варианте осуществ-
ляется с помощью трубопроводов или каналов другой конфигу-
рации, размещенных внутри бака. Для петлевой компоновки ха-
рактерно многообразие способов подвода натрия к активной зоне
и зоне воспроизводства. Например, в реакторах IOYO, БН-350,.
«Рапсодия», FFTP трубопроводы приварены к патрубкам в ниж-
ней части корпуса. В конструкциях реакторов SNR, AI выходные
патрубки размещены в верхней части корпуса, а подводка вниз
осуществляется через внешний кольцевой зазор внутри корпуса.
И при интегральной, и при петлевой компоновках натрий, пере-
мешиваясь в нижней сборной камере, проходит к опорной плите
активной зоны, а оттуда — ко всем ТВС. Натрий, вышедший из
ТВС, перемешивается в верхней сборной камере и направляется
в промежуточные теплообменники. На выходе из каждой ТВС
производят контроль температуры выходящего натрия, однако из-
за перемешивания струй натрия, выходящих из соседних каналов*
получить высокую точность измерений не всегда удается.
При конструировании предусматривают меры (ограничитель-
ные плиты и др.) против увлечения защитного газа, заполняюще-
го
го реактор, при выходе теплоносителя из верхней сборной камеры,
так как двухкомпонентный поток вызывает пульсации реактивно-
сти при последующем прохождении активной зоны.
Для реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоноси-
телем характерны высокая скорость теплоносителя в активной зоне
и большое гидравлическое сопротивление. Из-за этого в конструк-
циях с восходящим потоком натриевого теплоносителя подъемная
сила, пропорциональная гидравлическому сопротивлению, стано-
вится обычно больше веса топливной сборки, поэтому возникает
необходимость в механизмах удержания ТВС (см. рис. 2.18, 2.19).
В большинстве проектов применяется способ уравновешивания
подъемной силы за счет использования гидравлического баланса
давлений.
3.2.4.	Активная зона
Активная зона и окружающая ее зона воспроизводства реак-
тора БН-600 занимают центральную часть реактора и собираются
из шестигранных ТВС с размером «под ключ» 96 мм. ТВС уста-
новлены хвостовиками в гнездах напорных коллекторов по тре-
угольной решетке о шагом 98 мм. ТВС активной зоны содержит
127 твэлов наружным диаметром 6,9 мм, дистанционируемых спи-
рально навитой на твэлы проволокой. Топливо нижней и верхней
торцевых зон воспроизводства находится в одной оболочке с топ-
ливом активной зоны воспроизводства, собирается из 37 твэлов
(трехреберные трубки, диаметр по ребрам 15,25 мм).
ТВС активной зоны и зоны воспроизводства свободно установ-
лены хвостовиками в напорном коллекторе, где происходит распре-
деление теплоносителя по топливным сборкам соответственно их
тепловыделениям. Натрий входит в ТВС в радиальном направле-
нии, что обеспечивает гидравлическое удержание сборки от всплы-
тия. Активная зона состоит из 370 тепловыделяющих сборок с дву-
окисью урана в качестве ядерного топлива, а также 27 стержней
СУЗ. Стержни СУЗ включают 2 стержня автоматического регу-
лирования, 19 компенсаторов выгорания и температурного эффек-
та и 6 стержней аварийной защиты. С целью выравнивания поля
энерговыделения активная зона разбита на две зоны, отличающие-
ся обогащением топлива: центральную зону малого обогащения и
периферийную зону большого обогащения. Приведенный диаметр
активной зоны равен 2050, высота 750 мм.
Окружающая активную зону зона воспроизводства включает в
себя торцевые экраны и топливные сборки радиального экрана.
Материал торцевых экранов размещен в торцевых .частях твэлов
активной зоны высотой по 400 мм вверху и внизу от активной ча-
сти твэлов. Радиальный экран примыкает непосредственно к ак-
тивной зоне. Вокруг радиальной зоны воспроизводства располо-
жены гнезда-хранилища для выдержки отработанных ТВС актив-
ной зоны, в которых имеется достаточно высокое тепловыделение.
Зону реактора окружает отражатель нейтронов, состоящий из
концентрических стальных обечаек суммарной толщиной около*
150 мм.
На периферии располагается внутрикорпусная защита, которая
снижает поток нейтронов на стенки корпуса, теплообменники, нат-
рий второго контура. Защита представляет собой набор герметич-
ных труб, заполненных графитом. С наружной стороны защита
ограничена обечайкой с внутренней — набором из обечаек. Для
прохода нагретого натрия из активной зоны в теплообменники*
имеется кольцевая трасса, где установлены трубы защиты мень-
шего диаметра, обеспечивающие необходимое сечение прохода
теплоносителя. Под выгородкой элеваторов размещены вытесни-
тели для обеспечения необходимого нейтронного потока на иони-
зационные камеры, расположенные вне корпуса.
Активная зона реактора БН-350 (см. рис. 3.8) собирается из.
199 ТВС шестигранной формы с размером «под ключ» 96 мм, со-
держащих стержни с топливом и воспроизводящим материалом..
ТВС содержит 169 твэлов наружным диаметром 6,1 мм, дистанцио-
нируемых спирально навитой проволокой. Твэлы в нижней части
привариваются к несущей решетке, верхние концы свободны,.
37 элементов нижней и верхней торцевых зон воспроизводства име-
ют диаметр 12 мм и раздельно закреплены в ТВС.
Крепление активной зоны обеспечивается с помощью опорной
конструкции, которая представляет собой коллектор давления, со-
стоящий из нижней и опорной плит, образующих камеру высокого
давления. Отверстия в плитах служат для размещения хвостови-
ков ТВС, которые устанавливаются на верхнюю опорную плиту..
Боковые отверстия в хвостовике обеспечивают. проход натрия че-
рез ТВС. На конце хвостовика и в его верхней части имеются спи-
ральные уплотнения для уменьшения утечек натрия. Поток натрия?
распределяется дроссельными устройствами в хвостовик ТВС и
напорном коллекторе. Коллектор опирается на фланцы с внутрен-
ней стороны нижней части корпуса.
Активная зона западногерманского реактора SNR-300 собира-
ется из 205 ТВС шестигранной формы с размером «под ключ»
110 мм, в каждой из ТВС находятся 166 твэлов наружным диамет-
ром 6 мм. Дистанционирование твэлов осуществляется решеткой
ячеистой конструкции. 96 ТВС радиальной зоны воспроизводства
имеют 61 твэл наружным диаметром 11,6 мм, дистанционируемый
с помощью проволоки, намотанной по спирали. Шестигранный ко-
жух зоны воспроизводства имеет такие же размеры, как и ТВС
активной зоны. Активная зона и радиальная зона воспроизводства
окружены 186 элементами отражателя из нержавеющей стали..
Жесткость активной зоны реализуется за счет кольца, установлен-
ного на периферии отражателя. Активная зона реактора SNR-30O
опирается на опорную плиту, окруженную экраном. Вторая плита
расположена над активной зоной. Верхняя и опорная плиты жест-
ко соединены распорками. Вся конструкция Поддерживается стен-
кой корпуса реактора с помощью конического бортика. Холодный
натрий движется по входным трубопроводам вниз к корпусу кол-
122
лектора, к которому они приварены, откуда направляется в ТВС
активной зоны, зоны воспроизводства и в отражатель. Нагретый
натрий входит в выходной коллектор, образованный полым цилинд-
ром и верхней плитой, проходит через отверстия в полом цилиндре
в верхнее кольцевое пространство к трем выходным трубам.
3.2.5.	Способы крепления оборудования в реакторе
Основной корпус реакторов БН-350, БН-600 имеет опору внизу, а боль-
шинство зарубежных реакторов на быстрых нейтронах интегральной компо-
новки имеют опору вверху, т. е. корпус реактора находится в подвешенном
состоянии.
При компоновке оборудования с опорой корпуса внизу верхняя неподвиж-
ная защита расположена вне бака в зоне низких температур и может быть
негерметичной с принятием нагрузки в основном только от собственной мас-
сы. Все внутриреакторные устройства (активная зона с защитой, насосы, теп-
лообменники, вращающиеся пробки) установлены на — нижнем несущем поясе
(см. рис. 3.8, 3.10, 3.11). Нагрузка от пояса через специальные опоры переда-
ется на фундамент. Нижняя рама с установленным на ней оборудованием и
верхняя часть реактора омываются теплоносителем с различной температурой.
Поэтому в такой конструкции согласование термических расширений насосов,
теплообменников, пробок с верхней частью реактора и герметизация их выхода
мз бака — одна из трудных, проблем. В реакторе БН-600 эти вопросы решены
благодаря использованию сильфонов на горловинах насосов и теплообмен-
ников. Крепление насосов на цилиндрическом стакане с опорой внизу требует
установки дополнительных опор для предупреждения вибраций. Вращающиеся
пробки вместе с центральной колонной и механизмом перегрузки расположены
на верхней конической части реактора. Термическое расширение происходит
вверх от катковых опор, на которых установлен реактор. Нагрузка от катков
передается на фундамент.
Первый контур английского реактора PFR (см. рис. 3.14) размещается в
цилиндрическом корпусе из нержавеющей стали диаметром 12 700 мм, который
подвешен к опорной конструкции крышки. Страховочный корпус из малоле-
гированной стали окружает основной. Бак (корзина) реактора поддерживает
«активную зону и образует напорную камеру для натрия. Корзина передает
нагрузку с помощью опорного цилиндра и продольного бруса на опорную кон-
струкцию основной решетки, прикрепленную к корпусу реактора. Все оборудова
ние первого контура удерживается конструкцией крышки корпуса реактора.
Крышка представлеят собой конструкцию из перлитной стали, собранную из на-
ружной кольцевой формы, соединенной с помощью десяти перекладин с централь-
ной секцией, в которой размещена пробка. Страховочный корпус подвешива-
ется к наружной кольцевой форме. Единственная поворотная защитная пробка
смонтирована в конструкции крышки концентрично с активной зоной. Пробка
имеет диаметр 3360 мм, установлена на шаровом погоне и снабжена гидрав-
лическим уплотнением. Охлаждение осуществляется с помощью системы с
принудительной циркуляцией аргона.
Реактор PFR относится к «подвешенному» варианту, где корпус реактора
жестко крепится в верхней несущей плите, на которую устанавливаются насо-
сы, теплообменники, вращающиеся пробки. Крепление корпуса в подвешенном
123
состоянии предопределяет простую форму бака и страховочного кожуха без
наличия уступов и горловин (врезок), которые являются местами концентра-
ции напряжений. Корпус воспринимает в основном только вес теплоносителя
и разгружен от внешних усилий. Насосы первого контура монтируются на проч-
ном верхнем перекрытии, что снижает опасность возникновения вибраций. Од-
нако такая компоновка усложняет конструкторское исполнение верхнего пере-
крытия реактора, поскольку оно является одновременно и силовым, и герме-
тичным и должно иметь температуру в зоне обслуживания не более 50—60 °C.
Вращающиеся пробки устанавливаются на верхней плите, и по условиям тре-
бований к соосности стержней и гильз СУЗ плита должна иметь ограниченный
строго рассчитанный прогиб. Все это требует применения изоляции поверхности
плиты, обращенной к зеркалу теплоносителя, и других конструктивных меро-
приятий, обеспечивающих приемлемые условия ее работы. Конструирование
узла перехода от в корпуса реактора с температурой 500—550 °C к верхнему
перекрытию, где температура на порядок ниже, является сложной и ответст-
венной задачей. Соприкасающаяся вначале с натрием, а затем с газом «горя-
чая» стенка бака крепится к «холодной» несущей плите и из-за различных рас-
ширений ч узле примыкания возникают значительные напряжения. Чтобы «ра-
стянуть» градиент температур и обеспечить приемлемые условия работы, узлы,
перехода профилируют теплоизоляцией, соприкасающейся с горячим газом,,
применяют обогрев верхней поверхности бака, а также увеличивают высоту
корпуса на 2—4 м в зависимости от температуры натрия по сравнению с кон-
струкцией, имеющей нижнюю опору.
Опыт эксплуатации реакторов с двумя схемами крепления в баке выявит
решающее преимущество каждой из них.
3.2.6.	Сравнение конструкционных и компоновочных решений
интегральных и петлевых реакторов на быстрых нейтронах
Конструкции реакторов с натриевым теплоносителем в петлевом
и интегральном вариантах имеют существенные различия. Пред-
почтение одному из них можно отдать только после комплексного
анализа таких факторов, как проектирование, строительство, тре-
бования безопасности, стоимости и опыта эксплуатации. Располо-
жение реактора, насосов первого контура и промежуточных тепло-
обменников в отдельных бетонных боксах определяет достоинство
петлевой компоновки. В такой компоновке при значительном уда-
лении теплообменников от активной зоны легко обеспечивается
защита второго контура от активного воздействия нейтронного по-
тока, проще решаются вопросы монтажа из-за расширения фронта
монтажных работ, а также обеспечивается легкий доступ к обору-
дованию и удобство при обслуживании, ремонтах и реконструкции..
Большая часть трубопроводов первого контура доступна для осмот-
ра и проведения ремонтных работ после соответствующей подго-
товки. При контурном варианте конструкции реактора не нужен
большой корпус, и, кроме того, накоплен большой опыт проекти-
рования и эксплуатации АЭС с ядерными реакторами контурного*
типа, такими как реакторы ВВЭР. Петлевая компоновка дает воз-
можность широкого варьирования числом единиц основного обо-
124
рудования первого контура, что позволяет унифицировать оборудо-
вание для установок различной мощности.
Однако интегральная компоновка реактора обладает более вы-
сокой надежностью и безопасностью при внешних воздействиях,
что обеспечивается большим количеством натрия в корпусе реак-
тора, обладающего высокой тепловой инерцией. Все радиоактив-
ное оборудование концентрируется в сравнительно небольшом объ-
еме, что позволяет более надежно локализовать и предотвратить
радиоактивные утечки. Компактное расположение оборудования ак-
тивной зоны, промежуточных теплообменников, насосов первого*
контура сокращает тракт теплоносителя первого контура, умень-
шает его сопротивление, что приводит к улучшению условий раз-
вития естественной циркуляции по первому контуру при полном
обесточивании установки.
С экономической точки зрения, по исследованиям, проведен-
ным в США, нельзя отдать предпочтение ни тому, ни другому ва-
рианту конструкции. Без достаточного эксплуатационного опыта
на современном этапе довольно сложно однозначно выделить один
из этих двух вариантов.
Корпус ядерного реактора. Одним из главных элементов ре-
актора является корпус. Специфические условия его работы, а
также необходимость обеспечения его высокой надежности и без-
аварийности в течение длительного периода эксплуатации предъ-
являют жесткие требования в отношении качества материала,,
сварки, точности изготовления и методов контроля корпуса. По-
этому экономически и технически более целесообразно изготовле-
ние корпуса полностью на заводе, такой вариант возможен для
реакторов петлевой конструкции.
Корпуса реакторов как петлевых (Н = 11 000 4-14 000 мм и диа-
метр 6000—7000 мм), так и интегральных (77=12 0004-14 000 мм
и диаметр 13 000—14 500 мм) обычно разбивают на укрупненные
блоки для перевозки их к месту монтажа по железной дороге.
Причем корпуса разбивают на такие элементы, которые не только
удовлетворяют требованиям железнодорожного габарита, но обес-
печивают возможность качественной их сборки и сварки в усло-
виях монтажной площадки с наименьшими затратами.
Увеличение геометрических размеров корпуса интегральных ре-
акторов по сравнению с петлевыми более чем в 2 раза требует раз-
бивки его на значительно большее число монтажных блоков, что
приводит к некоторому усложнению технологии и увеличению сро-
ков монтажа корпуса.
При интегральной компоновке насосы и промежуточные теп-
лообменники свободно пропускаются через защитный экран, рас-
положенный в верхней части реактора. Поэтому конструкция ре-
актора должна обеспечивать уплотнение зазоров между корпусом
реактора и корпусами механизмов (насосов) так, чтобы не было
утечки инертного газа, заполняющего реактор, и вместе с тем была
возможность теплового расширения. Весьма значительны при ин-
тегральной компоновке реактора трудности создания нейтронной
1.25
Рис. 3.16. Корпус реактора БН-600:
1 — кессон внереакторного механизма перегрузки;
2 — кессон элеватора загрузки (выгрузки); ,3 —
страховочный корпус; 4 — корпус реактора; 5 —
вытеснитель (нейтроновод);	6 — установочные вин-
ты опорной плиты; 7 — опорная плита; 8 — катко-
вая опора реактора
защиты, которая должна быть ком-
пактной, надежной и длительно рабо-
тать в сложных температурных усло-
виях. Некотррые проблемы возникают
также с размещением ионизационных
камер (рис. 3.16) для контроля и ре-
гулирования * мощности реактора, с
необходимостью исключения вибрации
от работающих насосов первого кон-
тура. Для получения необходимого
нейтронного потока на ионизационные
камеры, расположенные вне корпуса,
между активной зоной и корпусом
размещены нейтроноводы. Конструк-
ционно они обычно представляют со-
бой вытеснители, заполненные инерт-
ным газом.
Система охлаждения (основной циркуляционный контур). Ха-
рактерной особенностью контурного варианта является связь меж-
ду оборудованием первого контура через систему трубопроводов.
Наличие горячих трубопроводов большого диаметра, работающих
при высокой температуре и резких теплосменах, усложняет задачу
компенсации температурных перемещений, обеспечения сейсмиче-
ской стойкости и др. С целью уменьшения термических напряжений
обычно используются многократно изогнутые трубопроводы, кото-
рые необходимо разместить в специальных защитных боксах, что,
естественно, увеличивает объем строительных работ.
Применение сильфонов могло бы существенно сократить длину
трубопроводов первого контура, но поскольку они представляют
собой тонкостенную конструкцию в сравнении с трубопроводами,
то их установка, в первый контур, где требуется абсолютная гер-
метичность в течение всего срока эксплуатации АЭС, проблематич-
на, так как они менее надежны, чем трубопроводы.
Разветвленная система трубопроводов требует установки на
них запорной арматуры, что наряду с большой протяженностью
трубопроводов также ухудшает условия развития и ход естествен-
ной циркуляции в случае аварийного расхолаживания.
Усложняются вопросы обеспечения гидравлической идентично-
сти петель установки в условиях их параллельной работы.
Кроме того, при петлевой компоновке узлы примыкания тру-
бопроводов (патрубки) к корпусам оборудования являются одними
из наиболее ответственных. Патрубки представляют собой непо-
средственное или с помощью переходных элементов сопряжение
126
двух цилиндрических оболочек, в котором возникают зоны от воз-
действия усилий самокомпенсации температурных перемещений
трубопроводов, давления и температуры как в стационарных, так
и в переходных режимах эксплуатации реактора. Поэтому исклю-
чение таких узлов в значительной степени увеличивает надежность
реакторов.
При интегральной компоновке основной бак не имеет отводов;
расположенных ниже рабочего уровня натрия, что в значительной
степени увеличивает надежность и безопасность реактора. При
этом на стенках корпуса отсутствуют усилия от трубопроводов^
возникающие при их температурных расширениях, тем самым иск-
лючаются концентраторы напряжений. При отсутствии разветвлен-
ных трубопроводов с подсоединенным оборудованием первого кон-
тура исключаются запорная арматура больших диаметров, необ-
ходимость электрообогрева первого контура и упрощается органи-
зация дренажей и вспомогательных систем.
При размещении оборудования в общем баке уменьшается пло-
щадь поверхности, отделяющей радиоактивный натрий от воздуха,,
и сокращается длина сварных швов в первом контуре. Значитель-
но уменьшаются расходы на материалы и объемы строительных
работ. Строительная площадь под помещения первого контура ре-
актора интегральной компоновки уменьшается, даже при увели-
чении тепловой мощности (в 1,5—2 раза), по сравнению с петле-
вой компоновкой.
Поскольку все оборудование первого контура расположено в
общем баке и погружено в натрий, то допустимы небольшие про-
течки теплоносителя, так как все они замыкаются внутри бака.
Это позволяет конструировать стенки соединительных трактов до-
статочно тонкими, что уменьшает нестационарные термические
напряжения при переходных режимах. Так как дЛина трубопрово-
дов снижается в десятки раз (при интегральной компоновке они
практически отсутствуют), то фактически исключаются затраты на
них дорогостоящей нержавеющей стали.
Но в то же время, из-за того что при погружном варианте ре-
актора весь первый контур размещен в натрии, установка в первом
контуре различных клапанов и расходомеров становится чрезвы-
чайно сложной задачей.
Усложняются также вопросы обеспечения равномерного рас-
пределения потоков теплоносителя через теплообменники, исклю-
чения захвата и перекачки газа по контуру. При интегральной
компоновке реактора обычно применяют одну из двух разработан-
ных гидравлических схем. В одной из схем бак реактора секцио-
нируется радиальными перегородками, образуя автономные тепло-
выделяющие петли. В каждом отсеке реактора устанавливаются
насос и промежуточные теплообменники одной петли. Поскольку
с теплообменником связаны последовательно насосы второго кон-
тура, парогенераторы, турбоустановки, то выключение из работы
любого из последовательно работающих механизмов приводит к
12?
автоматическому выключению из работы соответствующей тепло-
выделяющей петли. Это так называемая блочная схема.
Коллекторная схема предполагает включение всех насосов пер-
вого контура и теплообменников на общий коллектор. В этом слу-
чае исчезает жесткая связь насос первого контура — промежуточ-
ный теплообменник и выключение из работы насоса первого кон-
тура не затрагивает теплообменника, связанного с ним петлей вто-
рого контура.
Блочная схема циркуляции теплоносителя первого контура
применена на БН-600, коллекторная — на «Фениксе».
Сравнительный анализ показывает, что коллекторная схема тре-
бует большего количества арматуры — кроме обязательного обрат-
ного клапана на напоре насоса в такой схеме на случай прекра-
щения передачи тепла от теплообменника во второй контур тре-
буется блокирование расхода первого контура через теплообмен-
ник специальной задвижкой.
Безопасность эксплуатации. Погружной вариант конструкции
реактора обеспечивает надежное охлаждение при аварии системы
охлаждения, так как большой объем теплоносителя, находящегося
в одном баке, обеспечивает лучшую тепловую инерцию и ослаб-
ляет эффекты переходных процессов. Однако необходимо отметить
и проблемы, связанные с обеспечением безопасности, такие как
большая радиоактивность натрия второго контура, обеспечение изо-
ляции инертного газа уплотнением, который должен скомпенсиро-
вать тепловое расширение корпуса реактора и элементов верхнего
защитного экрана.
Проблемы, связанные с локализацией течи натриевого тепло-
носителя, также определяют преимущества и недостатки того или
иного типа компоновки. Течь теплоносителя может привести к раз-
рыву циркуляции по контуру, обнажению активной зоны, горению
натрия. Вероятность такой аварии невелика, так как трубопроводы
натриевых систем и корпуса оборудования работают при относи-
тельно низких тепловых и механических нагрузках. К тому же кри-
тическая длина трещин в нержавеющей стали, которую использу-
ют в качестве основного материала в реакторах на быстрых нейт-
ронах, значительна, поэтому предполагается, что хрупких разру-
шений и разрывов не будет. Однако полностью исключить
такую аварию нельзя, а последствия течи могут быть очень серь-
езны.
В случае петлевой компоновки трубопровод и корпус реактора
юбычно окружены второй стенкой — страховочным кожухом. Одна-
ко заключить все натриевые системы в страховочный кожух тех-
нически довольно сложно. Поэтому допускается некоторая возмож-
ность вытекания натрия в помещение, где расположена натриевая
система. Здесь роль устройства, локализующего аварию, выполняет
само помещение, к которому предъявляют особые требования: спо-
собность выдержать тепловые и механические нагрузки, возникаю-
щие при вытекании большого количества натрия и возможном его
горении, а также герметичность помещения для удержания инерт-
328
ного газа при нормальной работе установки или аэрозольных про-
дуктов горения при аварии. Трубопроводы первого контура при
петлевой компоновке имеют большие габариты; это приводит к то-
му, что боксы петель имеют достаточно большие габариты, услож-
няя их герметизацию. В то же время требования к герметизации
предъявляются довольно высокие, так как для разветвленных
и крупногабаритных систем вероятность течи натрия более вы-
сока.
При интегральной компоновке большая часть радиоактивного
натрия во время эксплуатации находится в баке реактора. Это
уменьшает вероятность течи и контакта натрия с атмосферой по-
мещения, так как он полностью окружен страховочным кожухом.
Но все же страховочный кожух при интегральной компоновке не
решает полностью проблему локализации возможной течи/йатрия,
так как в баке реактора находится не весь радиоактивный натрий.
Вне бака реактора обычно располагаются система контроля и очист-
ки примесей в натриевом теплоносителе, система охлаждения хра-
нилища отработанных ТВС и т. п. Следовательно, и в случае ин-
тегральной компоновки оборудования первого контура не исключе-
на течь радиоактивного натрия. Для локализации возможной те-
чи разработаны различные технические решения; например, стра-
ховочные кохужи на все вспомогательные системы, что значи-
тельно усложняет конструкцию систем; в проекте реактора «Супер-
Феникс» система очистки расположена внутри бака реактора, что,
естественно, усложняет внутрибаковые конструкции.
Требование герметичности помещений первого контура предъ-
является к реакторам с натриевым охлаждением независимо от
типа компоновки, хотя проблемы, с которыми приходится при этом
сталкиваться, неидентичны для интегральных и петлевых реакто-
ров, так как при интегральной компоновке первого контура умень-
шается число помещений, подлежащих герметизации, по срав-
нению с петлевой компоновкой.
Эксплуатация и обслуживание. При интегральной компоновке
оборудования вся биологическая защита сосредоточена главным
образом вокруг основного бака. Отпадает необходимость создания,
как это имеет место в петлевом варианте, герметичных боксов с
отдельной защитой для размещения в них оборудования каждой
петли. Не требуется также замкнутой системы вентиляции отдель-
ных боксов, разветвленной системы пожаротушения радиоактивного
натрия в каждом боксе, страховочных кожухов, электрообогрева
и теплоизоляции на трубопроводах. Пожаробезопасность обеспе-
чивается наличием двух стенок (основной бак и страховочный ко-
жух) между активным натрием и воздухом.
В то же время из-за сложности измерения расхода в первом
контуре и значительного запаздывания обратной связи возникает
необходимость создания специальной системы управления, учиты-
вающей эти факторы.
Петлевой вариант конструкции реактора имеет преимущества
с точки зрения обслуживания и ремонта, поскольку с помощью
5 Зак. 1986
129
Рис. 3.17. Схема перегрузки
по типу «горячей камеры»:
1 — механизм перегрузки; 2 —
выемная пробка реактора; 3 —
активная зона
Рис. 3.18. Схема перегрузки
с одинарной поворотной проб-
кой:
1 — поворотная пробка; 2 — мани-
пулятор; 3 — активная зона
рационально расположенной арматуры любую петлю можно вы-
ключить из работы и снизить активность при работающем реак-
торе.
3.2.7.	Перегрузка топлива
По достижении заданного выгорания ТВС активной, зоны и зо-
ны воспроизводства подлежат выгрузке и замене новыми. С целью
достижения более равномерного выгорания топлива и накопления
вторичного горючего обычно предусматриваются периодический
разворот ТВС на 180° и перестановка их от периферии к центру,
Перегрузка топлива в реакторах на быстрых нейтронах долж-
на производиться достаточно быстро, а реактор должен быть скон-
струирован так, чтобы можно было легко осуществить эту опера-
цию. Способы перегрузки топлива оказывают большое влияние
на конструкцию самого реактора. Все реакторные устройства для
перегрузки топлива, применяемые в настоящее время на реакторах
с натриевым теплоносителем, обычно подразделяются на два клас-
са: устройства с погруженными в теплоноситель пробками и уст-
ройства типа «горячей камеры» (рис. 3.17).
Способ «горячая камера» заключается в устройстве наверху
реактора небольшой герметичной камеры, которая выполняет функ-
ции защитного экрана при удаленной на время перегрузки топлива
верхней пробки корпуса реактора и осуществлении перегрузки
топлива. Конструкция пробки в этом случае очень проста. Этот ме-
тод имеет следующие достоинства: можно непосредственно наблю-
дать за ходом работы по замене топлива с помощью телевизион-
ной камеры; в «горячей камере» можно создать нейтральную атмо-
сферу, предотвращающую выгорание натрця и взрывы; применение
«горячей камеры» облегчает герметизацию верхней пробки. Одна-
ко при перегрузке с «горячей камерой» на ее стенки и перегру-
130
зочную аппаратуру налипают пары радиоактивного натрия, что за-
трудняет контроль, обслуживание и ремонт; за счет «горячей ка-
меры» возрастают размеры бака-хранилища ядерного реактора;
усложнен подъем тяжелой верхней пробки.
Способ перегрузки с вращающимися верхними пробками за-
ключается в манипулировании ТВС с помощью механизма пере-
грузки и механизмов введения и выведения сборок, которые прохо-
дят через верхнее перекрытие и расположены внутри реактора.
Для обеспечения установки и функционирования этих механизмов
могут быть использованы одинарные, двойные и тройные поворот-
ные пробки.
Существуют системы для перегрузки топлива промежуточного
типа между «горячей камерой» и вращающимися пробками, погру-
женными в теплоноситель, — так называемые системы со съемной
пробкой. В одном из проектов предполагается удалять экранирую-
щую пробку и на ее место устанавливать пробку перегрузочной
системы, с помощью которой и производят работы по перегрузке.
Существует также метод, при котором перегрузочное устройство,
расположенное в верхней части корпуса реактора, разделяют на
несколько отдельных устройств. Для таких систем разрабатыва-
ется специальное оборудование.
От принятого типа устройства для перегрузки зависят размер
корпуса реактора, расположение вращающихся пробок, хранилища
отработанного топлива внутри реактора, активной зоны относи-
тельно корпуса реактора.
Наибольшее распространение получили системы перегрузки с
поворотными пробками. Применение одинарной поворотной проб-
ки обеспечивает высокую надежность герметизации, так как име-
ется всего одна поворотная пробка (рис. 3.18). Но при этом до-
статочно сложны внутренние устройства механизма перегрузки
ТВС, так как необходимо обеспечить его вращение и движение
вверх-вниз при замене топлива. Диаметр корпуса реактора при оди-
нарной поворотной пробке возрастает, как, например, на реакторе
им. Энрико Ферми. В системе с тремя поворотными пробками пе-
регрузка получается сложной за счет одновременного вращения
большой, средней и малой пробок. По этой системе производится
перегрузка топлива в западногерманском прототипном реакторе
SNR-300.
В основном на реакторах-размножителях применяются две экс-
центрично расположенные пробки, в том числе и на отечествен-
ных реакторах БН-350, БН-600. При этом достигаются оптималь-
ные размеры корпуса реактора и упрощается система наведения
на перегружаемую ТВС.
Перегрузка начинается с перевода циркуляционных насосов на
режим перегрузки, т. е. в работе оставляется по одному насосу
первого и второго контуров при минимальных оборотах; стержни
СУЗ расцепляются от своих приводных штанг, и отключается
электропитание механизмов СУЗ; давление газа в реакторе сни-
5*	131
жается; включается электроразогрев гидрозатворов поворотных
пробок, и снимаются их стопоры.
Загрузка в реактор свежих ТВС и выгрузка отработанных осу-
ществляются при остановленном реакторе комплексом механизмов.,
и устройств. Как правило, система перегрузки включает в себя
один или несколько механизмов перегрузки, элеваторы загрузки-
выгрузки, механизм передачи ТВС, поворотные пробки, внереак-
торные хранилища свежих и отработанных сборок, систему наве-
дения и управления механизмами перегрузки.
При перегрузке реактора во внереакторное хранилище загру-
жается и разогревается партия свежих ТВС, подлежащая загруз-
ке. Механизмом передачи ТВС переносится к загрузочному каналу
реактора и устанавливается в элеватор загрузки. Элеватор достав-
ляет сборку к периферии реактора (зоны реактора), после чего
механизмом перегрузки извлекает отработанную ТВС из внутри-
реакторного хранилища и устанавливает ее в элеватор выгрузки,:
который выносит сборку вверх до совмещения оси ТВС с осью
механизма передачи, при этом головка ТВС выходит в газовую
полость. Механизм передачи извлекает сборку из элеватора и пе-
реносит ее во внереакторное хранилище отработанных ТВС. Одно-
временно с работой механизма передачи производится наведение
механизма перегрузки в положение совмещения с осью ТВС, толь-
ко что доставленной в реактор, производятся извлечение, перенос
и установка свежей ТВС и необходимое гнездо согласно картограм-
ме перегрузки.
Механизм перегрузки ядерного топлива — устройство, служа-
щее для извлечения, захвата и установления в активную зону ядер-
ного реактора тепловыделяющих сборок и стержней СУЗ, а также
для транспортировки ТВС в перегрузочном боксе реактора меж-
ду активной зоной и барабаном и свежих и отработанных сборок.
Обычно механизмы перегрузки устанавливаются на поворотных
пробках реактора, чаще всего на центральной пробке на разных
радиусах. Механизм перегрузки, расположенный на меньшем ра-
диусе, обслуживает центральную часть активной зоны, а механизм
перегрузки, расположенный на большем радиусе, обслуживает пе-
риферийные ТВС и гнезда элеваторов. Вращением поворотных
пробок, осуществляемым системой наведения, механизм перегруз-
ки наводится на ТВС зоны или гнезда элеваторов. Перед уста-
новкой сборки в гнездо механизм перегрузки ориентирует ТВС по
граням гнезда.
Механизм перегрузки имеет разнообразное конструктивное ис-
полнение в каждом конкретном реакторе-размножителе на быст-
рых нейтронах, но, как правило, состоит из захватного устройства
с электроприводом, направляющей трубы с электроприводом и
механизма поворота захватного устройства с электроприводом.
Во время работы реактора механизм перегрузки находится в
положении, при котором направляющая труба и захватное устрой-
ство подняты в крайнее верхнее положение. Перед началом пере-
грузки направляющая труба опускается в нижнее положение, не до-
132
ходя до головок ТВС на 100—
150 мм. Для извлечения тепловы-
деляющей сборки захватное уст-
ройство опускается до упора за-
хвата в головку сборки, после
чего направляющая труба опу-
скается на головки ТВС, раздви-
гая соседние ТВС, облегчая по-
следующее извлечение сборки.
Затем захватное устройство с
ТВС поднимается внутрь направ-
ляющей трубы, которая после
этого поднимается в исходное по-
ложение. В этом положении про-
изводится наведение механизма
на требуемое гнездо вращением
поворотных пробок. В процессе
поворота пробок производится
разворот захватного устройства
для совмещения граней перегру-
жаемой сборки с гранями гнезда
в зоне реактора. Установка ТВС
в гнездо существляется в обрат-
ной последовательности. Внере-
акторный механизм перегрузки
служит для выгрузки отработан-
ных рабочих ТВС из элеватора
выгрузки в барабан отработан-
ных сборок и загрузки свежих
сборок в элеватор загрузки. Ме-
ханизм устанавливается в герме-
тичном боксе с двойными стен-
ками, между которыми распола-
гаются компоненты биологиче-
ской защиты, которая обеспечи-
ваем безопасную работу обслу-
живающего персонала в цент-
ральном зале установки при вы-
полнении операций по перегруз-
ке ТВС.
Элеватор транспортирования
сборок и каналов СУЗ (рис. 3.19)
предназначен для перемещения
тепловыделяющих сборок и кана-
лов системы управления и защи-
ты по .наклонным направляющим
внутри корпуса быстрого реакто-
ра. В корпусе реактора обычно
устанавливают два элеватора:
Рис. 3.19. Элеватор транспортиров
вания ТВС (условно повернут на 30°):
1 — направляющая труба; 2 — гильза
скользящей каретки; 3 — ТВС
133
один предназначается для загрузки свежих сборок, другой — для
выгрузки отработанных ТВС. При выходе из строя одного элева-
тора загрузка и выгрузка может производиться работающим эле-
ватором. Конструктивно элеватор представляет собой подъемный
механизм, каретка которого перемещается по направляющей, ус-
тановленной под углом к вертикальной оси. Направляющая обыч-
но выполняется в виде полой шестигранной или восьмигранной
трубы с продольными выступами, на которые крепятся наплавки
с накладкой из высокотвердого сплава. Верхний конец направляю-
щей трубы крепится к верхнему перекрытию реактора, а нижний
конец свободно опирается на штырь напорного коллектора. Та-
кая опора обеспечивает свободу температурного перемещения и
облегчает монтаж и демонтаж элеватора.
Каретка выполняется в виде втулки, соответствующей профилю
направляющей трубы, с вкладышами из высокотвердого сплава,
которые скользят при движении по накладкам направляющей.
В отверстие каретки устанавливается гильза, выполненная в виде
стакана с шестигранным отверстием на входе, которое обеспечи-
вает ориентацию ТВС по углу. Конструкция гильзы позволяет уста-
навливать в нее ТВС всех разновидностей, включая и стержни
СУЗ, которые устанавливаются в специальных пеналах.
Каретка элеватора шарнирно крепится к штанге, соединенной
цепью, которая с помощью электроприводов перемещается в трубах
и каналах защитной пробки. Конструкция цепи обеспечивает при-
нудительное движение каретки в обоих направлениях.
3.3.	Канальные реакторы
Для первой АЭС советскими учеными был выбран канальный
тип реактора с графитовым замедлителем и водяным теплоносите-
лем. Реакторы первого и второго блоков Белоярской АЭС — усо-
вершенствованные конструкции реактора Первой АЭС с более
высокими тепловыми характеристиками с перегревом пара, осу-
ществляемым в активной зоне. Получение пара с высокими пара-
метрами за счет ядерного перегрева непосредственно в реакторе
является прогрессивным направлением в развитии ядерной энер-
гетики. Тепловая мощность реактора первого блока Белоярской
АЭС 28 500 кВт, электрическая 100 000 кВт. В кладке реактора 998
рабочих технологических каналов, из них 730 испарительных для
генерации пара и 268 для перегрева пара. Вода входит в испари-
тельные каналы при давлении 15 МПа и температуре 300 °C, на
выходе пароводяная смесь имеет температуру 340 °C. В паро-
перегревательные каналы пар поступает при давлении 11,5 МПа
и температуре 320 °C и выходит, имея температуру 500—510 °C.
Осуществление ядерного перегрева непосредственно в реакторе
связано с трудностями регулирования процесса и особенно конт-
роля за его ходом, наличием большого количества труб различных
размеров, находящихся под высоким давлением. К тому же пере-
грев пара непосредственно в ядерном реакторе не является обыч-
134
ным, и экономическая целесообразность такого решения не одно-
значна, так как повышение рабочей температуры в активной зоне
реактора приводит к необходимости применять температуростой-
кие материалы, которые в большинстве случаев менее благоприят-
ны в нейтронно-физическом отношении и приводят к сниже-
нию общей эффективности использования ядерного топлива. Это
является основным возражением против перегрева пара в реак-
торе.
Однако в реакторах Белоярской АЭС охлаждение активной
зоны осуществляется двумя потоками теплоносителя: одним с на-
гревом до умеренных и другим — с нагревом до необходимых вы-
соких температур. При этом часть активной зоны реактора, где
осуществляется нагрев и кипение воды, оказывается в благоприят-
ных с точки зрения физики реактора условиях работы, а влияние
отрицательных качеств высокотемпературной части активной зоны
существенно снижается.
Ниже приведены основные характеристики канальных реакто-
ров РБМК-1000 и РБМК-1500.
Мощность, МВт:
электрическая	...... .......................... 1000	1500
тепловая....................................... 3200	4800
Число испарительных каналов....................... 1693	1661
Загрузка урана, т.................................. 192	189
Обогащение, % .......................	1,8—2	2
Расход воды через реактор, кг/с	*.................. 10416	8055
Параметры пара перед турбиной:
давление, МПа......................................   6,5	6,5
температура, °C ................................. 280	280
Развитие энергетических уран-графитовых реакторов нераз-
рывно связано с прогрессом в атомной технике и технологии реак-
торных материалов. Современная технология жаропрочных цир-
кониевых сплавов позволяет применять их в уран-графитовых ре-
акторах в качестве оболочек твэлов в активной части корпуса тех-
нологического канала вместо твэлов с оболочкой из стали, имею-
щей существенно большее сечение поглощения нейтронов. Основ-
ным конструкционным материалом, используемым в активной зоне
уран-графитового кипящего реактора большой мощности РБМК,
являются циркониевые сплавы.
Канальный принцип конструкции является перспективным со
многих точек зрения, так как характеризуется высокой надежно-
стью и живучестью вследствие осуществления контроля каждого ра-
бочего канала с возможностью отключения или замены отдельных
каналов без длительной остановки реактора; возможностью дости-
жения значительных единичных мощностей; гибкостью топливного
цикла, позволяющей эксплуатировать реакторы с различными топ-
ливными композициями, в разных режимах перегрузки и с раз-
ными 'параметрами теплоносителя в отдельных каналах; возмож-
ностью перегрузки топлива на работающем реакторе и отсутствием
сложного в изготовлении корпуса высокого давления.
135
Главный недостаток канального реактора — разветвленность и
громоздкость контура циркуляции. В то же время они менее ком-
пактны, требуют больших строительных объемов.
В конструкторском отношении канальные реакторы представ-
ляют собой графитовую кладку, выполняющую роль замедлителя
и биологической защиты, заключенную в металлоконструкцию, со-
стоящую из верхней и нижней силовых плит, кожуха кладки и бо-
ковой водяной защиты. Через графитовую кладку и металлоконст-
рукции проходят технологические рабочие каналы и водопаропро-
воды.
Типовым уран-графитовым кипящим канальным реактором яв-
ляется РБМК-1000 электрической мощностью 1000 МВт. Реактор
размещается в бетонной шахте-21,6X21,6 м, высотой 25,5 м. Гра-
фитовая кладка цилиндрической формы, служащая замедлителем
нейтронов, состоит из отдельных собранных в колонны блоков с
осевыми цилиндрическими отверстиями, в которые устанавлива-
ются технологические и специальные каналы. Каждый блок имеет
форму параллелепипеда сечением 250x250 мм и высотой от 200
до 600 мм. Для изготовления блоков применяется графит, удовлет-
воряющий специальным требованиям по ядерной чистоте и плот-
ности. Графитовая кладка, окруженная сварным цилиндрическим
кожухом, установлена на сварной металлоконструкции, опираю-
щейся на бетонное основание. Герметичное реакторное простран-
ство замыкается в верхней металлоконструкции, расположенной на
кольцевом баке биологической защиты. Для предотвращения окис-
ления графита и улучшения теплопередачи от графита к техноло-
гическим каналам реакторное пространство заполнено смесью ге-
лия и азота. Утечка гелия ограничивается заполнением металло-
конструкций и пространства, окружающего цилиндрический ко-
жух, азотом под давлением, превышающим давление гелиево-
азотной смеси на 0,2—1,2 кПа.
Графитовые колонны, состоящие из графитовых блоков, уста-
навливаются на стальных опорных плитах, которые в свою оче-
редь опираются на стаканы, приваренные к верхней плите нижней
металлоконструкцией. В верхней части закрепление и центрирова-
ние колонн по трубам — трактам, вваренным в верхнюю металло-
конструкцию, осуществляется с помощью защитных плит и соеди-
нительных патрубков. Защитные и опорные плиты из стали, кроме
обеспечения крепления графитовых колонн, обеспечивают тепло-
вую защиту плит верхней и нижней металлоконструкций и явля-
ются частью биологической защиты реактора. Крепление графи-
товой кладки от перемещения в радиальном направлении осуще-
ствляется штангами, расположенными в периферийных колоннах
бокового отражателя. Внизу штанга приваривается к опорному
стакану, а вверху подвижно соединяется с трубой-трактом, вва-
ренной в нижнюю плиту металлоконструкции. Верхнее соединение
обеспечивает свободу температурным перемещениям штанги. Одно-
временно штанга является каналом охлаждения отражателя.
Боковой отражатель, имеющий среднюю толщину 1000 мм, со-
136
Рис. 3.20. Общий вид реактора РБМК:
У—активная зона; 2 — коммуникации подвода воды; 3 — ГЦН; 4 — коммуникации отвода
пароводяной смеси; 5 — сепаратор; 6 — перегрузочная машина
стоит из' графитовых колонн квадратного сечения. В отдельных
местах бокового отражателя используются фасонные блоки для
заполнения пространства между кожухом и графитовыми колон^
нами, чтобы обеспечить более равномерное воздействие излучения
137
на кожух. Нижний и верхний отражатели толщиной 500 мм со-
бираются из укороченных графитовых блоков для обеспечения сме-
щения стыков блоков соседних колонн по высоте реактора. Масса
графитовой кладки около 1700 т.
Передача усилий от веса узлов и сборок графитовой кладки и
герметизация внутренней полости реактора осуществляются свар-
ными металлоконструкциями, которые также выполняют роль био-
логической защиты. Верхнее перекрытие служит полом централь-
ного зала и одновременно биологической защитой зала от излу-
чений верхних коммуникаций реактора. Конструкция нижней ча-
сти выполнена в виде металлических коробок, заполненных чу-
гунной дробью и серпентинитом.
Графитовая кладка окружена водяной биологической защитой,
которая представляет собой собранный из секций кольцевой бак
с циркулирующей водой, служащий одновременно опорой верхней
металлоконструкции. Бак водяной защиты снижает потоки излу-
> чения и одновременно является тепловым экраном, что обеспечи-
вает допустимые температурные и радиационные условия для шах-
ты реактора, выполненной из обычного строительного бетона. Бла-
годаря низкой температуре воды в баке водяной защиты темпера-
тура кожуха позволяет использовать для его изготовления низко-
легированную сталь. Охлаждающая вода подводится в секции
снизу и отводится сверху. В конструкциях боковой защиты разме-
щаются каналы пусковых и рабочих ионизационных камер, дре-
нажные трубы и гильзы термопар для замера температуры воды
в секциях. Пространство между баком водяной защиты и бетон-
ной шахтой реактора, используемое для монтажа, засыпается пес-
ком, также выполняющим защитные функции.
Верхняя металлоконструкция собирается из обечайки диамет-
ром 17 и высотой 3 м, к которой приварены плиты, соединенные
между собой также вертикальными ребрами жесткости. В плитах
имеются отверстия, по расположению точно повторяющие отвер-
стия в графитовой кладке для технологических каналов. В отвер-
стия устанавливаются трубы — тракты для технологических кана-
лов и каналов СУЗ, а межтрубное пространство внутри металло-
конструкции заполняется серпентинитом. Верхняя металлоконст-
рукция устанавливается на катковые опоры, смонтированные на
кольцевом выступе в верхней части боковой металлоконструкции,
и воспринимает усилия от веса технологических каналов, плитного
настила, трубопроводов верхних коммуникаций реактора.
Для обслуживания центрального зала во время работы реак-
тора над отводящими трубопроводами с активным теплоносите-
лем размещается верхнее защитное перекрытие, центральная часть
которого, расположенная над активной зоной, представляет собой
набор защитных плит, опирающихся на верхние части трактов ка-
налов. Защитные плиты изготовлены из материалов на основе
барийсерпентинитового бетона с заполнителем из чугуна-порошка.
Общая толщина плит около 800 мм. Для предотвращения прост-
рела по зазорам между отдельными плитами и обеспечения досту-
138
па к головкам каналов настил выполняется двухслойным. Верхние
блоки перекрытия сдвинуты относительно нижних, так что зазоры
между ними перекрываются. При съеме верхнего блока высотой
около 600 мм головка технологического канала обнажается, что
позволяет производить перегрузочные работы, не снимая нижние
блоки. В пространстве между нижними и верхними блоками на-
стила (около 70 мм), образованном с помощью стальных приста-
вок, прокладываются кабели приборов контроля. Из центрального
зала через зазоры плитного настила в помещение верхних комму-
никаций реактора засасывается воздух, проходящий затем в вен-
тиляционный короб. Просасываемый воздух охлаждает плитный
настил и устраняет возможность попадания радиоактивных выбро-
сов в центральный зал из помещения верхних коммуникаций ре-
актора.
Нижняя металлоконструкция является фундаментом для гра-
фитовой кладки и представляет собой обечайку диаметром 14,5
и высотой 2 м, которая вместе с несущими верхней и нижней пли-
тами образует герметичную полость и засыпана серпентинитом, а
также заполнена азотом. Количество и расположение нижних труб-
трактов для технологических каналов, вваренных в верхнее и ниж-
нее днище металлоконструкции, такие же, как и в верхней метал-
локонструкции.
Основная опорная металлоконструкция в реакторе РБМК наи-
более нагруженная, так как передает на закладные части фунда-
ментной плиты здания вес нижней металлоконструкции, графито-
вой кладки и нижних водяных трубопроводов. Конструктивное ре-
шение ее представляет собой две пересекающиеся по центру реак-
тора перпендикулярно друг другу пластины с ребрами жесткости
высотой 5,3 м. Пластины приварены к нижней металлоконструк-
ции.
Все металлоконструкции реактора, работающие в газовой сре-
де с наличием пара воды, защищены антикоррозионным покры-
тием.
Контур циркуляции. Контур ^циркуляции теплоносителя РБМК
состоит из двух параллельных щетель, в каждую из которых вхо-
дят по два барабана-сепараторй, принимающих пароводяную смесь
из технологических жаналов; и соединенных пересылками по воде
и пару,--опускЙЪ1е т^убы диаметром 300 мм, всасывающий и на-
порные коллекторы циркуляционных насосов, четыре циркуляци-
онных насоса, 22 раздаточных групповых коллектора, из которых
вода подается к половине технологических каналов реактора, а
также запорная и регулирующая арматура. В контуре предусмот-
рена общая на обе петли система ионообменной очистки воды пер-
вого контура.
Из раздаточных групповых коллекторов вода подводится че-
рез запорно-регулирующий клапан и расходомерное устройства по
индивидуальному трубопроводу к каждому технологическому ка-
налу. В технологическом канале в пределах активной зоны вода
вскипает и пароводяная смесь через верхний тракт поступает в
139
трубопровод, по которому подается непосредственно в барабан-
сепаратор. Внутренний диаметр труб водяных коммуникаций ра-
вен 50, а пароводяных 68 мм. Трубопроводы пароводяных ком-
муникаций разводятся порядно на обе стороны реактора симмет-
рично относительно осевой плоскости. В плане ряды трубопроводов
располагаются в пределах верхней металлоконструкции реактора.
На всех канальных реакторах имеются запорные регулирующие
клапаны, с помощью которых поддерживается на определенном
уровне или регулируется в требуемом интервале расход рабочей
среды. Клапаны устанавливаются на входе в каждый технологи-
ческий канал для регулирования расхода теплоносителя в целях
достижения определенного паросодержания. Запорно-регулирую-
щий клапан (рис. 2.28) обеспечивает необходимое регулирование
и возможность контроля расхода воды через технологический ка-
нал на всех режимах работы реактора, а также отклонение тех-
нологического канала от группового коллектора при ремонте ка-
нала или труб водяных коммуникаций. Клапаны устанавливаются
на групповых коллекторах. Теплоноситель из группового коллек-
тора поступает в полость клапана, проходит через дроссельное
устройство и расходомер в трубу водяной коммуникации к техно-
логическому каналу. Регулирование осуществляется изменением
зазора между наконечником и седлом дросселя.
На АЭС с реакторами РБМК наиболее опасным по радиацион-
ным последствиям является разрыв не самых крупных трубопро-
водов, как это имеет место на АЭС с корпусными реакторами, а
раздаточных групповых коллекторов диаметром 300 мм или ниж-
них водяных коммуникаций диаметром 50 мм, подающих воду
непосредственно к технологическим каналам. В такой ситуации
охлаждение аварийных технологических каналов неограниченно
долгое время может обеспечиваться обратным током воды из ба-
рабанов-сепараторов. А так как даже при разрыве раздаточного
группового коллектора в такой режим охлаждения попадают толь-
ко 44 связанных с ним технологических канала, или 2,5 % общего
числа, то проблема быстрого обнаружения такой аварии доста-
точно сложна. В то же время при этом выбрасывается большая
масса воды и пара, которую трудно локализовать без больших
затрат.
Разрыв любого другого участка контура циркуляции теплоно-
сителя, включая напорные и всасывающие коллекторы главных
циркуляционных насосов, имеющих диаметр около 1000 мм, по
условиям охлаждения твэлов является менее опасным, так как
раздаточные групповые коллекторы при таких гипотетических ава-
риях отключаются от аварийных участков контура обратными
клапанами и охлаждение реактора обеспечивается аварийной сис-
темой охлаждения, которая включает в себя две подсистемы: груп-
пу гидроемкостей под давлением, подключенных к каждому груп-
повому раздаточному коллектору через быстродействующие кла-
паны, и систему аварийной полачи охлаждающей воды из бассей-
на-барботера. В свою очередь каждая из этих подсистем разделя-
140
ется на три независимые части, подключенные к изолированным
источникам надежного питания.
Локализация гипотетических аварий, связанных с разрывом
различных участков контура циркуляции теплоносителя, обеспе-
чивается герметизацией боксов, где размещаются элементы этого
контура, и созданием специальных устройств для приема и кон-
денсации истекающего из разрывов пара.
На Смоленской АЭС конденсационное устройство для аварий-
ного приема пара выполнено в виде бассейна-барботера, распо-
ложенного в подвальной части реакторного отделения. Запас во-
ды в этом бассейне рассчитан на конденсацию пара, истекающего
при разрыве самых крупных трубопроводов (всасывающих и на-
порных коллекторов ГЦН). Предусматривается система теплооб-
менников для охлаждения этого объема воды, что позволяет отво-
дить через бассейн все остаточные тепловыделения реактора вплоть
до его полного расхолаживания.
Кроме того, этот бассейн может использоваться для приема
пара при подрыве главных предохранительных клапанов на паро-
проводах, если этот пар по каким-либо причинам не может быть
принят непосредственно в конденсаторы турбин, а также для прие-
ма парогазовой смеси из внутриреакторного пространства в слу-
чае разрыва технологического канала.
Перспективы совершенствования канальных уран-графитовых реакторов.
Развитие ядерной энергетики в больших масштабах требует организации ин-
дустриальных методов изготовления и монтажа реакторов. Увеличение единич-
ной мощности реактора ставит задачу разработки конструкции реактора, по-
зволяющей с минимальным изменением сооружать реакторы большей мощно-
стью без коренной перестройки машиностроительного производства, т. е. из
унифицированных и стандартизированных узлов и конструкций. Возможности
уран-графитовых канальных реакторов позволяют решить эту задачу посред-
ством конструирования секционно-блочного уран-графитового канального реак-
тора. Отличительной особенностью секционно-блочного реактора является на-
личие прямоугольной формы активной зоны вместо традиционной цилиндри-
ческой. Такое решение является целесообразным только при больших мощно-
стях (УУэл>2000 МВт), так как экономические потери из-за уменьшения глу-
бины выгорания топлива в периферийной зоне незначительны. Переход на пря-
моугольную форму активной зоны позволяет создавать реактор из набора од-
нотипных секций. Применение однотипных секций позволит сооружать реакто-
ры практически любой требуемой мощности с применением одинаковых ком-
поновочных решений как по реакторам, так и по строительным конструкциям
зданий, причем реакторы отличаются только числом секций.
Конструкционно реактор представляет собой прямоугольный параллелепи-
пед, состоящий из необходимого количества центральных секций и двух тор-
цевых. В свою очередь каждая секция разбита на крупногабаритные транс-
портные блоки: верхние, нижние и боковые. Габариты и вес блоков рассчи-
тываются с учетом возможности транспортировки их по железной дороге.
Конструирование и изготовление секционно-блочных реакторов сводится по
существу к разработке и освоению промышленностью центральных секций
141
(блоков). Ширина центральных секций принимается из условия создания рав-^
номерной решетки каналов системы управления и защиты, а также габаритных
размеров блоков, транспортируемых по железной дороге.
Центральная секция должна содержать в себе верхний и нижний блоки
с разводкой трубопроводов, боковые блоки, опоры, технологические каналы,
каналы охлаждения отражателя, каналы ионизационных камер, графитовую
кладку, элементы биологической защиты, оборудование циркуляционного кон-
тура, включая блоки сепараторов.
Торцевые секции содержат верхние, нижние, боковые и торцевые блоки,
каналы охлаждения отражателя, каналы ионизационных камер, графитовую
кладку отражателя и элементы биологической защиты.
Действующие канальные реакторы имеют опорно-защитную металлоконст-
рукцию, боковые полости которой заполнены циркулирующей водой, а верх-
ние и нижние — серпентинитовой засыпкой с малым коэффициентом теплопро-
водности. Это приводит к ограничению скорости разогрева реактора из-за не-
равномерного отвода тепла от верхней и нижней частей металлоконструкции.
В секционно-блочном реакторе осуществляется термостатирование не только
боковой части металлоконструкции, но и верхней и нижней ее частей, что иск-
лючает зависимость скорости разогрева реактора от скорости разогрева ме-
таллоконструкции. Термостатирование осуществляется при помощи специаль-
ного контура охлаждения.
Компоновка секционно-блочного реактора выполнена так, что контур цир-
куляции теплоносителя расположен непосредственно в шахте у металлоконст-
рукции. Блоки сепараторов скомпонованы на одной раме с отводящими и под-
водящими трубопроводами и подсоединяются непосредственно к паровым кол-
лекторам и коллекторам блока пароводяных коммуникаций. Сепараторы про-
ектируются с встроенными турбонасосами, применение которых должно способ-
ствовать компактности контура циркуляции. Сепараторы располагаются выше
отметки пола центрального зала и отделены от него бетонной защитой, что
позволяет производить монтаж и демонтаж блоков сепараторов с помощью кра-
на центрального зала.
Опускные трубы, идущие от сепаратора, располагаются вертикально меж-
ду металлоконструкцией реактора и бетонной стенкой шахты, что позволяет
производить их осмотр на остановленном реакторе. Задвижки на опускных тру-
бах должны служить для их перекрытия в случае разрыва раздаточных кол-
лекторов, расположенных ниже задвижек. Запорно-регулирующие клапаны с
расходомерами располагаются непосредственно под реактором, что способст-
вует компактности компоновки.
Под реактором предусматривается подвижной бокс, перемещающийся по
рельсовому пути и предназначенный для осмотра коммуникаций реактора и
нижней части металлоконструкции, а также для производства работ по их
ремонту. Бокс имеет биологическую защиту.
3.4.	Реакторы атомных станций теплоснабжения
Исследования, проведенные в нашей стране и за рубежом, по-
казали, что наиболее полно отвечают требованиям, предъявляе-
мым к атомным источникам теплоснабжение, водо-водяные реак-
торы.
142
Низкое давление теплоносителя в основном контуре, примерно
на порядок ниже для современных энергетических водо-водяных
реакторов, значительно снижает потенциальную энергию тепло-
носителя* предопределяет спокойный характер протекания аварий-
ных процессов, связанных с разгерметизацией контура. Невысокая
температура теплоносителя и умеренная теплонапряженность ак-
тивной зоны позволяют существенно поднять эксплуатационную
надежность тв^лбв.
Разработано несколько проектов ACT с водоохлаждаемыми
реакторами под . давлением, предназначенными для теплоснабже-
ния городов.
Основные характеристики шведско-финского проекта подзем-
ной ACT Secure, французской ACT Thermos и советской АСТ-500
приведены в табл. 3.4.
Таблица 3.4. Основные характеристики ACT
Параметр	Secure	Thermos	АСТ-500
Тепловая мощность реактора, МВт	200	100	500
Количество контуров	3	3	3
Параметры первого контура:			150
температура на входе в реактор, °C	90	130	
давление, МПа	0,7	0,85	1,6
паросодержание на выходе из актив- ной зоны, %	0	0	30
Организация циркуляции в первом контуре	Принуди-	- Принуди-	Естественная
	тельная	тельная	»1 -1 ‘
Давление в промежуточном контуре, МПа	1,6	.1,0	1,2
Организация циркуляции в промежуточ-	Принуди-	Принуди-	Естественная
ном контуре	>	тельная	тельная	
Давление в сетевом контуре, МПа	0,8	0,8	1,6
Число ТВС	144	96	121 -
Энергонапряженность, МВт/м3	41	74	30
Максимальный тепловой поток, Вт/см2	70	175	50
Обогащение, %	2,58	4,0	1,8
Расход теплоносителя, кг/с	1900	2600	2080
В отечественном проекте АСТ-500 в основном контуре принята
естественная циркуляция теплоносителя, что позволило скомпоно-
вать весь главный циркуляционный контур внутри единого кор-
пуса с выводом из него только небольших трубопроводов проме-
жуточного контура. Естественная циркуляция теплоносителя су-
щественно повышает надежность охлаждения активной зоны, иск-
лючает из рассмотрения аварийные ситуации, связанные с отказом
циркуляционных насосов, в том числе при аварийном обесточива-
нии станции.
Давление в реакторе АСТ-500 обеспечивается и поддерживает-
ся встроенной в корпус реактора паровой системой компенсации
давления за счет частичного кипения теплоносителя в верхней
части активной зоны.
143
Рис. 3.21. Компоновка (а) и принципиальная схема (б) реактора ACT Secure:
1 — устройство, предотвращающее вытекание воды из активной зоны; 2 — нижний га-
зовый затвор: 3 — активная зона; 4 — трубы Вентури; 5 — верхний газовый затвор; 6 —
борированная вода; 7 — устройство для отвода остаточного тепла; 8 — градирня; 9 — бе-
тонный корпус; 10 — теплообменник; 11 — ГЦН
Особое внимание при компоновке реакторов ACT (рис. 3.21)
должно быть уделено обеспечению надежного охлаждения актив-
ной зоны при различных аварийных ситуациях с разгерметизацией
первого контура вплоть до повреждений, приводящих к разгерме-
тизации корпуса реактора. Решающим, фактором является сохра-
нение уровня воды выше активной зоны, что может быть обеспе-
чено размещением основного корпуса реактора внутри страховоч-
ного корпуса иди в герметичной железобетонной шахте, рассчи-
танных на давление теплоносителя первого контура и внешнее воз-
действие. Необходимо также расположение всех систем, связан-
ных с первым контуром, в изолированных помещениях, рассчитан-
ных на внутреннее давление теплоносителя и внешнее воздействие.
Металлический корпус реактора Secure размещен в нижней
части бассейна с холодной водой (40 °C) объемом 1200 м3, со-
держащей 0,1 % бора. Бассейн представляет собой цилиндр из
предварительно напряженного бетона, закрытый сверху бетонной
крышкой (рис. 3.22). Внутри бассейна поддерживается давление
около 0,68 МПа. Контур теплоносителя с насосами и теплообмен-
никами расположен снаружи бассейна на крышке защитной обо-
лочки и доступен для обслуживающего персонала. Активная зона
Secure охлаждается водой под давлением, минимальный запас пр
недогреву до температуры насыщения на выходе из активной зоны
около 25 °C.	,
При нормальной эксплуатации циркуляция осуществляется
144
Рис. 3.22. Реактор ACT Secure:
1 — устройство, предотвращающее
вытекание горячей воды; 2 — ак-
тивная зона; 3 — трубки для бори-
рованных стальных шариков; 4 —
стальной корпус реактора; 5 — верх-
ний газовый затвор; 6 — предвари-
тельно напряженная арматура; 7 —
крышка из предварительно напря-
женного бетона; 8 — емкость для
борированных стальных шариков;
9 — корпус из предварительно на-
пряженного бетона; 10 — труба
Вентури для ограничения расхода
теплоносителя
двумя циркуляционными насо-
сами. При аварийных ситуаци-
ях в активной зоне автомати-
чески образуется контур есте-
ственной циркуляции, соеди-
няющий активную зону с бас-
сейном холодной борирован-
ной воды. В нормальном режи-
ме контур естественной цирку-
ляции блокирован газовым за-
твором над активной зоной,
стабильность которого обеспе-
чивается перепадом давлений
в активной зоне.
Пуск реактора из холодно-
го состояния осуществляется
после включения главных цир-
куляционных насосов и обра-
зования газовых затворов меж-
ду теплоносителем первого
контура и борированной во-
дой бассейна путем разогрева
теплоносителя с помощью спе-
циальных электронагревателей.
Нормальная горячая останов-
ка реактора осуществляется
путем увеличения концентра-
ций бора в теплоносителе. При этом сохраняются нормальный
расход теплоносителя и газовые затворы, что обеспечивает
готовность реактора к быстрому повторному пуску (рис. 3.23, а).
Быстрое снижение мощности (рис. 3.23, б) осуществляется
выключением" главных циркуляционных насосов. При этом на-
рушаются газовые затворы и открывается доступ борирован-
ной воды снизу в активную зону. Отвод остаточного тепловы-
деления осуществляется естественной циркуляцией борированной
воды через активную зону, вспомогательный контур и градирню.
При различных аварийных ситуациях снижение мощности осуще-
ствляется автоматически за счет вскипания теплоносителя в дрос-
145

Рис. 3.23. Схемы способов
ACT:
останова реактора
а — нормальный останов путем впрыска борной кис-
лоты; б — быстрый останов путем отключения ГЦН;
в — самовыключение реактора при кавитации в тру-
бе Вентури; г — продолжительный останов с исполь-
зованием борированных стальных шариков
дельном устройстве (трубе Вентури), ограничивающем расход че-
рез активную зону (рис. 3.23, в).
Перегрузка топлива производится после холодного останова
реактора и засыпки центральных каналов ТВС стальными шари-
ками с высоким содержанием бора (рис. 3.23,г). При перегрузке
бетонная крышка защитной оболочки отводится в сторону и уста-
навливается на специальной платформе. Верхняя часть корпуса
реактора поднимается и переносится в специальное гнездо в за-
щитной оболочке реактора. Затем извлекаются, перестанавлива-
ются и заменяются ТВС. В бетонной защитной оболочке реактора
размещается бак для временного хранения отработавшего топли-
ва. Оставшиеся в активной зоне сборки переставляются в соот-
ветствии со схемой перегрузки и загружаются новые. После пере-
грузки из активной зоны удаляется твердый поглотитель, а затем
последовательно устанавливаются на свои места верхняя часть
корпуса реактора и бетонная крышка защитной оболочки.
Вся система безопасности ACT Secure спроектирована таким
образом, что в случае возникновения различных аварийных ситуа-
ций при охлаждении активной зоны происходит совершенно без-
опасная остановка реактора. При комбинации таких отказов, как
рост рабочего давления выше допустимых пределов (вследствие
446
неконтролируемого увеличения реактивности и тепловыделения в
активной зоне), срабатывают обычные аварийные системы безопас-
ности, в которых предусмотрена только остановка главных цирку-
ляционных насосов. Выключение и безопасное охлаждение актив-
ной зоны обеспечиваются самой системой реактора. Утечка охлаж-
дающей воды из активной зоны вообще невозможна, так как реак-
тор расположен в нижней части заполненного водой герметичного-
подземного бассейна. Вытекание теплоносителя из корпуса реак-
тора при его повреждении будет происходить под уровень жидко-
сти в бассейне, что приведет к падению давления в активной зоне
и выключению реактора. Активная зона остается погруженной.
Длительное охлаждение активной зоны при обычном выключе-
нии реактора или после аварии полностью создается пассивной
системой циркуляции (естественной), обеспечивающей отвод тепла
от активной зоны в расположенную на земле градирню через воду
бассейна и промежуточную систему охлаждения.
Высыхание жидкости на поверхности твэлов активной зоны воз-
можно лишь в тех условиях, когда при падении расхода теплоно-
сителя или резком снижении давления в активной зоне в случае
разгерметизации не возникает устойчивой циркуляции. Это может
произойти только при таких авариях, как разрушение защитной
оболочки бассейна, при значительных повреждениях внутри кор-
пуса реактора.
Полное разрушение всей системы охлаждения вследствие по-
жара и других непредвиденных ситуаций может привести к вски-
панию воды бассейна. При этом пар будет выходить через предо-
хранительные клапаны бетонного корпуса бассейна и компенсиро-
ваться на холодных поверхностях подземных сооружений. Выделе-
ние радиоактивности в окружающую среду будет при этом незна-
чительным. Необходимость в подпитке бассейна водой может воз-
никнуть только через 1—2 нед. после аварии. Таким образом, ос-
новным принципом безопасности ACT Secure является невозмож-
ность потери теплоносителя при практически любой аварии.
Реактор погружного типа интегральной компоновки француз-
ской ACT Thermos (рис. 3.24) также установлен в бассейне с во-
дой, температура которой поддерживается на уровне 35 °C с по-
мощью специальной системы охлаждения. Бассейн заключен в-
бетонную защитную оболочку, около 70 % которой находится ниже
уровня земли. На крышке защитной оболочки находится реак-
торный зал. Механизмы управления регулирующими стержнями*
размещены в -специальном помещении под защитной оболочкой
реактора. Несущая обшивка бассейна из нержавеющей стали от-
делена от бетонных стен защитной оболочкой с кольцевым зазо-
ром, который предполагается использовать для радиационного’
контроля и ремонта. Защитная оболочка реактора и расположен-
ные вокруг нее вспомогательные помещения, в которых размеще-
ны пульт управления, вспомогательные контуры, электрооборудо-
вание, защищены от возможных внешних воздействий еще одной
усиленной защитной оболочкой — куполом.
147
6
Рис. 3.24. Компоновка ACT Thermos:
1 — помещение для механизмов управления регулирующими стержнями; 2 — корпус реак-
тора; 3 — помещение для контроля корпуса реактора; 4 — свинцовый контейнер; 5 — поме-
щения для дезактивации; 6 — реакторный зал; 7 — оборудование промежуточного контура;
8 — бассейн; 9 — хранилище отработавшего топлива
Насосы и теплообменники установлены на верхней крышке и
защитной оболочке реактора. Давление в промежуточном контуре
на несколько десятых мегапаскаля выше, чем в первом. Теплоно-
ситель первого контура прокачивается четырьмя насосами снизу
вверх, что совпадает с направлением естественной циркуляции
теплоносителя. Корпус реактора из нержавеющей стали (рис. 3.25)
нижней частью приварен к обечайке, вмонтированной в термоизоля-
ционный бетонный колодец в дне бассейна.
, Несущая защитная бетонная оболочка бассейна имеет цилинд-
рическую форму и предназначена для биологической защиты и
обеспечения охлаждения зоны в случае отключения насосов за
счет естественной циркуляции, которая возникает независимо от
того, существует ли связь между первым контуром и бассейном.
В аварийных ситуациях тепло, отводимое от первого контура, пе-
редается воде бассейна без каких-либо вспомогательных охлаж-
дающих систем за счет тепловой инерции; отвод тепла от бассей-
на осуществляется путем соединения реакторного зала с атмосфе-
рой или системой охлаждения.
Активная зона реактора отечественной АСТ-500 размещается
внутри нижней части корпуса давления (рис. 3.26) и набирается
из шестигранных ТВС. Дистанционирования кассет осуществляется
нижней плитой несущей корзины реактора и перфорированной пли-
148
Промежуточный
контур
Рис. 3.25. Компоновка первого контура реактора ACT Thermos:
1 — регулирующие стержни; 2 — теплообменники; 3 — аккумулирующая емкость; 4 — насо-
сы; 5 — активная зона
той блока прижимного устройства, в отверстия которых входят
концевые детали кассеты. Охлаждение активной зоны обеспечива-
ется естественной циркуляцией.
Вода, нагреваясь в ТВС активной зоны, поднимается вверх к
расположенным на периферии корпуса реактора теплообменникам
промежуточного контура. Теплоноситель, охлаждаясь, опускается
вниз по кольцевому зазору, образованному стенкой основного кор-
пуса и корзиной активной зоны, затем вновь поступает в актив-
ную зону снизу, замыкая контур циркуляции. Для интенсификации
переноса тепла от активной зоны к теплообменникам промежу-
точного контура допускается незначительное кипение теплоноси-
теля с выходным паросодержанием из активной зоны до 20—30 %
по объему. Кипящая жидкость увеличит движущий напор естест-
венной циркуляции в контуре в 4—6 раз. Генерация пара в актив-
ной зоне обеспечивает в верхней части внутриреакторного прост-
ранства паровую подушку, являющуюся паровым компенсатором
давления. Поступающий в паровую подушку пар конденсируется
на специально размещенных в паровом объеме реактора теплооб-
менных поверхностях, чехлах водоохлаждаемых конструкций при-
водов СУЗ, крышке и стенках корпуса.
При движении теплоносителя вверх по подъемному участку '
уменьшается давление его за счет уменьшения нивелирной состав-
ляющей, происходит вскипание воды с образованием дополнитель-
ного количества пара. Прирост паросодержания за счет этого эф-
фекта оказывается заметным при параметрах первого контура
АСТ-500.
149
Рис. 3.26. Компоновка реактора АСТ-500:
/ — активная зона; 2 — корпус; 3 — блок направляющих труб; 4 — встроенный теплооб
менник; 5 приводы СУЗ;' 6 — перегрузочная машина; 7 —«обечайка тягового участка
8 — бассейн выдержки; 9— страховочный корпус	'
150
.Скорость естественной циркуляции пропорциональна |77, где
Н — эффективная высота контура циркуляции (высота тягового
участка), и она может определяться выбором соответствующей
высоты контура. Скорость циркуляции может также определяться
конструкцией тягового участка циркуляционного контура, который
может быть скомпонован в различных комбинациях: индивидуаль-
ные для каждой ТВС трубы в виде продолжения чехлов ТВС;
общая для всех ТВС активной зоны тяговая труба большого диа-
метра; индивидуальные трубы с общим тяговым участком.
При возникновении практически любой аварийной ситуации на
АСТ-500 интенсивность охлаждения активной зоны уменьшается
незначительно, если она остается под уровнем воды. Даже в слу-
чае .прекращения отвода тепла из реактора в активной зоне уста-
навливается режим кипения теплоносителя, характеризующийся
высокой интенсивностью теплоотдачи. Относительно большой объ-
ем парового компенсатора и высокая сжимаемость пара препят-
ствуют быстрому изменению давления и способствуют мягкому
протеканию аварий, связанных с изменением давления в реакторе.
Залив активной зоны в авариях разуплотнения первого контура
-обеспечивается большим запасом воды в корпусе и дополнитель-
ным страховочным корпусом реактора. Страховочный корпус
рассчитывается на все усилия, возникающие при разрыве основ-
ного корпуса, и обеспечивает удержание всего теплоносителя, что
б свою очередь гарантирует постоянный залив активной зоны теп-
лоносителем. Так как весь главный циркуляционный контур рас-
положен внутри двойного корпуса реактора, максимальный трубо-
провод, который может разгерметизироваться и привести к выбросу
радиоактивного теплоносителя в помещение ACT, определяется
вспомогательными системами подпитки-продувки первого контура.
Анализ возможных аварийных ситуаций показывает, что конструк-
ция и компоновка реактора АСТ-500 полностью отвечают повы-
шенным требованиям радиационной безопасности.
3.5.	Газоохлаждаемые реакторы
На современном этапе наиболее эффективным источником комплексного
производства электрической и высокопотенциальной тепловой энергии явля-
ются высокотемпературные реакторы с гелиевым теплоносителем (табл. 3.5).
Они характеризуются применением химически инертного теплоносителя и ис-
пользованием графита в качестве основного конструкционного материала ак-
тивной зоны, а также замедлителя и отражателя. Это позволяет достигать
температуры теплоносителя на выходе из ВТГР до 900—1000 °C, что улучшает
термический КПД, уменьшает сбросы тепла в окружающую среду и потреб-
ление охлаждающей воды. Высокая безопасность ВТГР обеспечивается боль-
шим отрицательным коэффициентом реактивности, высокой теплоемкостью гра-
фитовой активной зоны, отсутствием фазовых переходов и химической инерт-
ностью теплоносителя, наличием ряда барьеров безопасности: микротвэлы—
оболочка твэлов — корпус из предварительно напряженного бетона (чугуна) —
противоаварийная оболочка АЭС.
151
Таблица 3.5. Основные характеристики высокотемпературных гелиевых
реакторов
Параметр	AVR	«Драгон»	«Пич-Боттом»
Мощность реактора, МВт: тепловая электрическая КПД АЭС (нетто), % Температура гелия (вход/выход), °C Давление теплоносителя, МПа Теплонапряженность, кВт/л Расход теплоносителя, кг/с Размер активной зоны, м Тип твэла Максимальная температура топлива, °C Параметры пара: температура, °C давление, МПа	46 15 29 270/950 1 2,2 13,6 3/3 Шаровой 1250 505 7,3	20 350/750 2 14 9,6 1,1/2,5 Кольце- образный 1300 Продолжение	115 40 34,6 377/750 2,5 8,3 55,5 2,8/2,3- Кольце- образный 1330 538 10,2 табл. 3.5
Параметр	THTR	«Форт-Сент- Врейн»	«Фултон»
Мощность реактора, МВт: тепловая электрическая КПД АЭС (нетто), % Температура гелия (вход/выход), °C Давление теплоносителя, МПа Теплонапряженность, кВт/л Расход теплоносителя, кг/с Размер активной зоны, м Тип твэла Максимальная температура топлива, °C Параметры пара: температура, °C давление, МПа	750 300 40 270/750 4 6 5,6/6 Шаровой 1250 530 18,0	842 330 39,4 405/784 4,9 6,3 427,8 5,9/4,8 Призмати- ческий 1260 538 16,9	3000 1160 39 320/750 4 9 8,5/6,4 1334 8,5/6,4 Призмати- ческий 1350 540 16,9
Применение в активной зоне твэлов с графитовым покрытием и гелиевого»
теплоносителя позволяет достигать высоких значений коэффициента воспро-
изводства топлива (1,6—1,7) и более глубокого выгорания.
Повышение температуры в ВТГР открывает возможность применения сов-
ременных турбин с высокими параметрами пара (/п = 530-г 580 °C; Р=17-т-
ч-24 МПа). Но более перспективно использование высокотемпературного ре-
актора в газотурбинном цикле, а также как источника тепловой энергии для
осуществления технологического процесса в различных отраслях народного
хозяйства, в которых в виде тепла потребляется 70—80 % вырабатываемой
энергии, в частности в наиболее энергоемких процессах химической и метал-
лургической промышленностях. Применение высокотемпературных реакторов с
152
Рис. 3.27. ВТГР с призмати'
ческими ТВС:
1 — газодувка; 2 — модуль паро-
генератора; 3 — активная зона;
4 — каналы для органов СУЗ и
перегрузки топлива; 5 — канал
для ионизационной камеры; 6 —
охлаждаемая опорная конструк-
ция зоны; 7 — корпус реактора
призматических ТВС необходимы специаль-
гелиевым охлаждением в энерго-
технологической установке для
производства тепловой энергии
рассматривается как главное на-
правление использования ВТГР.
Конструкционные схемы ВТГР
в основном определяются конст-
рукцией твэлов и назначением ре-
.акТора.
Активная зона, собираемая
из призматических ТВС (рис. 3.27,
3.31), представляет собой решет-
ку с чередующимися топливными
стержнями и каналами для гелия.
Призматические твэлы распо-
лагаются в тесной шестигранной
решетке в несколько рядов по
высоте активной зоны. Ради-
кальные и торцевые отражатели
выполняются из аналогичных при-
зматических блоков без деляще-
гося материала. Для перегрузки
яые перегрузочные машины, располагаемые в зале над реактором. Перегрузка
осуществляется на остановленном реакторе, что снижает коэффициент исполь-
зования мощности АЭС и в конечном счете приводит к повышению стоимости
отпускаемой энергии.
На американской АЭС «Форт-Сент-Врейн», где использована концепция
призматических ТВС, корпус реактора изготовлен из высокопрочного напря-
женного железобетона. Оборудование располагается во внутренней полости
корпуса круглого сечения диаметром около 9 и высотой 22,5 м. Крышки кор-
пусов плоские толщиной около 5 м. В верхней крышке имеется 37 технологических
отверстий для замены топлива и размещения приводов регулирующих стерж-
ней. Бетонные стенки и крышки корпуса облицованы сталью толщиной около
20 мм. Облицовка крепится к бетону и образует герметичное по гелию мемб-
ранное уплотнение. Температура бетонного корпуса и стальной облицовки ре-
гулируется системой водяного охлаждения. Трубы системы охлаждения при-
варены к облицовке со стороны бетона.
Около 1500 шестигранных топливных блоков, сложенных в 247 вертикаль-
ных колонн, образуют активную зону с диаметром 5,94 и высотой 4,7 м, окру-
женную графитовым отражателем толщиной 1,2 м. Призматические ТВС в ак-
тивной зоне сгруппированы в 37 топливных зонах, примерно V6 часть которой
заменяется ежегодно через технологические проходки, расположенные соосно
153
Рис. 3.28. Конструкционная схема ВТГР с шаровыми твэлами:
/ — корпус; 2 — активная зона; ^—теплообменник; 4 — газодувка; 5 — парогенератор;
6 — исполнительные механизмы СУЗ;' 7 — загрузочный канал; 8 — графитовый отражатель;
9 — канал разгрузки	;
с ними. Регулирующие стержни СУЗ перемещаются в 74 каналах, проходящих
через активную зону реактора внутри направляющих труб. Регулирующие
стержни перемещаются попарно 37 приводами, которые установлены в прохо-
дах верхней крышки корпуса реактора.
Основное преимущество призматических активных зон ВТГР — возмож-
ность простого гидравлического профилирования расхода теплоносителя в со-
ответствии с полем энерговыделения, а также использование традиционных
стержней СУЗ, погружаемых в полости призматических блоков. Перегрузочная
машина позволяет заменять не только призматические блоки в активной зоне>
но и радиальные и торцевые отражатели при выработке ими срока службы.
ВТГР (рис. 3.28) с шаровыми твэлами имеют активную зону, представ-
ляющую собой цилиндрическую емкость, окруженную графитовыми блоками и
засыпанную твэлами. Верхний уровень засыпки свободный. Перегрузка топлива
осуществляется непрерывно в процессе работы реактора. Свежие твэлы посту-
пают в активную зону и под действием силы тяжесть) опускаются вниз: прохо-
дя через активную зону однократно и достигнув заданной глубины выгорания^
154
они выгружаются из реактора. В пространство между уровнем твэлов и верхним
графитовым отражателем подается гелий, который проходит в том же направ-
лении, что и поток шаровых твэлов, и нагревается до заданной температуры.
Однократный способ загрузки твэлов позволяет достичь более высоких тем-
ператур газа на выходе из реактора без увеличения допустимых нагрузок на
шаровые твэлы, а также свести к минимуму разность температур газа и мик-
ротоплива на выходе из реактора. На входе в активную зону, где энерговыде-
ление максимально, температура твэлов ограничивается достаточно холодным
теплоносителем, поступающим сверху. Высокие температуры, до 1000 °C, на
выходе из реактора важны для получения технологического тепла, а также для
одноконтурной установки с газовой турбиной.
Непрерывная загрузка шаровых твэлов обеспечивает в верхней части ак-
тивной зоны высокий нейтронный поток, который способствует увеличению эф-
фективности поглощающих стержней. В то же время свободная засыпка ак-
тивной зоны затрудняет глубокое введение регулирующих стержней непосред-
ственно в зону, так как может вызвать разрушение шаров. Поэтому при конст-
руировании и расчете ВТГР с шаровыми твэлами целесообразно исключить
введение стержней в шаровую засыпку, ограничив ввод их в свободное про-
странство над уровнем твэлов.
Возможно также конструирование активной зоны с направляющими ка-
налами для регулирующих стержней, что, естественно, усложняет непрерыв-
ную загрузку твэлов и саму зону. Непрерывная загрузка предъявляет к кон-
струкции шарового твэла повышенные требования к стойкости против меха-
нических нагрузок, которые могут быть причиной выхода продуктов деления
из твэлов. Механические нагрузки твэлы испытывают при падении с высоты в
процессе загрузки, в нижней части активной зоны — под действием массы ша-
ровой засыпки, а также вследствие свободного ввода поглощающих стержней
в засыпку твэлов. Поэтому к шаровым твэлам предъявляются требования: они
должны выдержать 50 падений с высоты 4 м на слой плотно упакованных
графитовых шаров. От шаровых твэлов также требуется высокая прочность
на истирание, так как пылевидные частицы могут привести к повреждениям
газодувок, отложениям на теплообменных поверхностях, что приведет к на-
углероживанию стали и т. п.
К недостаткам ВТГР с шаровыми твэлами относятся: отсутствие возмож-
ности четкого профилирования энерговыделения по радиусу активной зоны;
неравномерность движения твэлов в объеме активной зоны; необходимость раз-
мещения стержней СУЗ в засыпке твэлов в специально предусмотренных в
объеме зоны графитовых пилонах; наличие графитового замедлителя в твэлах,
что приводит к дополнительным затратам при переработке.
Основными недостатками ВТГР с призматическими твэлами являются:
остановка реактора на перегрузку на довольно длительное время; большая
трудоемкость и технологическая сложность изготовления графитовых блоков;
значительные термические напряжения, возникающие в призматических ТВС.
Разработана установка для получения высокопотенциального тепла, в ко-
торой используется реактор без упомянутых выше недостатков. Конструктивно
реактор представляет собой чередующиеся каналы для прохода шаровых твэ-
лов и регулирующих стержней СУЗ. В реакторе заложен принцип однократного
прохождения твэлов активной зоны при непрерывной перегрузке на работаю-
щем реакторе.
155
Рис. 3.29. Установка ВГР-500:
/— промежуточный теплообменник; 2 — коллектор системы охлаждения корпуса; 3 —
крышка; 4 — исполнительный механизм СУЗ; 5 — корпус из напряженного железобетона;
6 — трубчатая печь; 7 — активная зона; 8 — опорная плита; 9— загрузочная машина
Активная зона (рис. 3.29) собирается из графитовых деталей и стальных
верхней дистанционирующей и нижней опорной плит. В вертикально распо-
ложенных графитовых блоках, являющихся замедлителем активной зоны, дви-
жутся шаровые твэлы. Блоки закреплены в нижней опорной плите с помощью
шарнирно соединенных с ними металлических втулок. Сопутствующее движе-
ние теплоносителя и твэлов снизу вверх совпадает с направлением движения
теплоносителя при естественной циркуляции в реакторе в случае остановки га-
зовых нагнетателей, также необходимо для получения максимальной темпе-
ратуры теплоносителя на выходе из ВТГР при допустимой температуре в цент-
ре самого теплонапряженного твэла. Активная зона окружена графитовым от-
ражателем, выполненным из шестигранных призм. Верхний торец активной зо-
ны имеет форму конуса, что необходимо для скатывания отработавших твэлов
за ее пределы. Регулирующие стержни СУЗ перемещаются в таких же кана-
лах, как и твэлы. Механизмы приводов стержней размещены на крышке кор-
пуса реактора.
В нижней части корпуса под активной зоной (рис. 3.30) предусмотрено
несколько вертикальных проходок для установки в них загрузочных механиз-
мов шаровых твэлов. Непрерывная перегрузка твэлов в процессе работы ре-
актора осуществляется с помощью семи перегрузочных механизмов, одинако-
вых по устройству. Они обеспечивают загрузку шаровых твэлов в каждый
канал своей части обслуживания активной зоны. Схема с нижним расположе-
156
Рис. 3.30. Фрагменты активной зоны ВГР-500:
1 — нижняя опорная плита; 2 — верхняя дистанционирующая плита; 3 — шаровой твэл;.
4 — канал; 5 — замок канала; 6 — загрузочное устройство
нием перегрузочных механизмов имеет ряд преимуществ: опорные конструкции
активной зоны размещаются в зоне «холодного» теплоносителя; работа загру-
зочных устройств облегчается отсутствием стержней СУЗ.
Конструкция канального ВТГР сочетает достоинства и позволяет избежать
недостатков шарового и призматического вариантов твэлов ВТГР. Регулярность,
прохождения шаровых твэлов через активную зону дает возможность исполь-
зовать различные способы профилирования поля энерговыделения: конкретным
обогащением топлива по зонам профилирования; изменением скорости прохож-
дения твэлов в зоне профилирования; вариацией плотности графитового замед-
лителя. Выравнивание температурных полей по объему активной зоны может
быть обеспечено также гидравлическим профилированием.
Конструкция реактора позволяет осуществить эффективный физический
контроль параметров активной зоны и обладает более широкими возможностя-
ми управления режимами работы. Это позволяет оперативно снижать коэффи-
циент неравномерности энерговыделения, повышать удельную и тепловую на-
грузку на топливо, увеличивать среднее выгорание горючего.
Вместе с тем в канальном ВТГР энергонапряженность единицы объема ак-
тивной зоны снижается, необходимы специальные загрузочные машины, рабо-
тающие в первом контуре реактора, а также загрузочно-разгрузочные машины
вне реактора для обеспечения перегрузки графитовых блоков замедлителя
(рис. 3.31).
Одна из основных конструктивных особенностей высокотемпературных ре-
акторов — корпус из предварительно напряженного железобетона. Бетонный
157
Рис. 3.31. Активная зона ВТГР с призматическими ТВС:
1 — керамическая тепловая защита; 2 — нижний отражатель; 3 — технологический канал;
4 —активная зона; 5 — ТВС; 6 — верхний отражатель; 7 — слой борированных блоков;
'5 — блок отражателя; 9 — обечайка активной зоны; 10 — герметичная оболочка; 11 — теп-
ловая защита; 12 — блок нижней плиты; 13 — опора; 14 — входной канал парогенератора
корпус обладает некоторыми преимуществами перед металлическим, особенно
для реакторов большой мощности. Эти преимущества относятся прежде всего
к обеспечению надежности и безопасности АЭС. Бетонный корпус представ-
ляет собой толстостенную конструкцию, в герметичных полостях которой раз-
мещаются элементы первого контура (активная зона, газодувки с приводами,
гелиевые трубопроводы и клапаны), теплообменники, парогенераторы, приводы
СУЗ и т. д. Напряжение корпуса создается многочисленными стальными тро-
сами, которые натягивают с помощью гидравлических домкратов. Гелиевая
плотность корпуса обеспечивается стальной оболочкой (лайнером), которая гер-
метизирует все внутренние поверхности. Для снижения влияния высокой тем-
пературы лайнер и бетон защищены специальной термостойкой теплоизоля-
цией: стальфоль, каолиновое волокно и т. п. Предусматривается также Е&дяное
или газовое охлаждение внутренних полостей бетонного корпуса. К преиму-
ществам бетонных корпусов необходимо отнести то, что они сооружаются не-
посредственно на площадке АЭТС и не требуют крупноблочных негабаритных
перевозок.	.
Для промышленных ВТГР большой мощности рассматривается корпус вы-
сокого давления из предварительно напряженного литого чугуна, который зна-
158
чительно проще в изготовлении и существенно меньше по габаритам, чем же-
лезобетонный. По сравнению с железобетонным чугунный корпус имеет значи-
тельно меньшую толщину стенок; более высокое качество элементов конструк-
ции вследствие изготовления в заводских условиях; возможность демонтажа
и проведения ремонтных работ; ползучесть, усадку; более высокую допусти-
мую температуру (до 400°C), в связи с чем существует принципиальная воз-
можность отказа от системы охлаждения водой. Корпус из предварительно
напряженного чугуна значительно сократит время его сборки на строительной
площадке и снизит стоимость монтажа.
Использование ВТГР для получения только высокопотенциального тепла
предполагает несколько вариантов компоновки реактора и теплообменников,
причем на рис. 3.32, б теплообменники размещены в специальных оболочках,
Рис. 3.32. Возможные схемы компоновки реактора и теплообменников АЭТСх
а — компоновка реактора THTR; б — неинтегральный вариант с защитой от взрывов; в —
интегральный вариант; 1 — корпус из предварительно напряженного чугуна; 2 — корпус из
предварительно напряженного железобетона
159>
выполненных во взрывоопасном исполнении. Сравнительный анализ интеграль-
ной и блочной компоновки ВТГР показывает, что при разных направлениях
использования высокопотенциального тепла для интегральной компоновки тре-
буются индивидуальные корпуса при одной и той же мощности в связи с ис-
пользованием разного количества теплообменников. Ремонт и контроль при
интегральной компоновке также очень затруднены, а стоимость корпуса при-
мерно в 2 раза больше, чем в блочном варианте. Тем не менее в настоящее
время для обеспечения надежности и безопасности АЭТС для экспериментальных
и опытно-промышленных установок проектируются ВТГР в интегральном ва-
рианте.
ГЛАВА 4
НАСОСЫ И ГАЗОДУВНЫЕ МАШИНЫ АТОМНЫХ
ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ
4.1.	Требования к насосам
В состав атомных энергетических установок входит целый ряд
насосов, выполняющих различные функции: главные циркуляцион-
ные насосы первого контура (ГЦНПК), обеспечивающие необхо-
димую циркуляцию теплоносителя при нормальной работе уста-
новки; вспомогательные (аварийные) циркуляционные насосы
первого контура (ВЦНПК), обеспечивающие необходимую цирку-
ляцию теплоносителя при пуске установки, ее расхолаживании и
на малых мощностях; насосы контура технического водоснабже-
ния; питательные и конденсатные насосы, служащие для подачи
воды из конденсатора турбины в парогенератор; насосы много-
кратной принудительной циркуляции (МПЦ), применяемые для
обеспечения внутренней циркуляции воды в парогенераторе; под-
питочные насосы, используемые для пополнения утечек теплоноси-
теля из первого контура; циркуляционные насосы ремонтного
расхолаживания (ЦНР), предназначенные для охлаждения реак-
тора в период ремонта установки; насосы для принудительной
смазки подшипников и др.
В зависимости от технологической схемы установки и устрой-
ства оборудования состав ее насосов может быть различным. На-
сосы, работающие в контурах, не связанных с теплоносителем,
представляют собой, как правило, насосы обычной конструкции,
широко описанные в литературе.
Что касается насосов, предназначенных для перекачки тепло-
носителя, то условия их работы и предъявляемые требования вы-
нуждают создавать специальные конструкции.
Циркуляционный насос атомной энергетической установки
должен удовлетворять следующим требованиям: 1) иметь опре-
деленную гидравлическую характеристику (обычно проектанту
задается нормальная рабочая точка, а также диапазон изменения
производительности); 2) позволять работать как при номиналь-
но
ных параметрах теплоносителя, так и при пусковых («холодном
теплоносителе»); 3) мощность привода должна обеспечить нор-
мальное функционирование насоса на всех режимах работы, при-
вод насоса должен обеспечивать надежный запуск насоса при
любой температуре теплоносителя; 4) конструкция должна на-
дежно обеспечить отсутствие утечек радиоактивного теплоносителя
во внешнюю среду; 5) должен иметь определенные показатели
надежности (ресурс, срок службы, вероятность безотказной ра-
боты); 6) быть ремонтопригодным; 7) быть удобным для монтажа
и демонтажа; 8) насос в целом и его отдельные узлы и детали
должны быть технологичны в изготовлении и сборке; 9) материа-
лы, примененные для его изготовления, должны быть коррозионно-
стойки по отношению к теплоносителю и допускать проведение
промывок дезактивирующими растворами при выполнении ремонт-
ных работ на установке; 10) в некоторых случаях должен иметь
собственную биологическую защиту; И) при необходимости выбег
насоса должен быть не менее некоторого минимального.
Материалы узлов, соприкасающихся с теплоносителем, в осо-
бенности узлов, подверженных износу, не должны содержать эле-
ментов, дающих под облучением высокоактивные долгоживущие
нуклиды. Это требование не соблюдается в тех случаях, когда сам
теплоноситель активируется в такой степени, что вклад продуктов
износа в общий уровень радиоактивности незначителен.
Проектирование насоса немыслимо в отрыве от проектирова-
ния энергетической установки, для которой он предназначен.
4.2.	Конструкции водяных насосов
В настоящее время в ядерной энергетике наибольшее распро-
странение получили следующие типы ядерных реакторов с водя-
ным теплоносителем: корпусной водо-водяной реактор с водой под
высоким давлением в качестве теплоносителя и замедлителя (двух-
контурный) ;
корпусной кипящий водо-водяной реактор (одноконтурный);
канальный кипящий водографитовый реактор с графитом в ка-
честве замедлителя и водой в качестве теплоносителя (однокон-
турный) .
Все эти типы реакторов характеризуются довольно высокими
параметрами перекачиваемого теплоносителя. Попытки создать
надежную и экономичную конструкцию герметичного насоса с
сальниковым уплотнением при таких параметрах перекачиваемой
воды не увенчались успехом. Отсутствие протечек в сальниковом
уплотнении можно получить только при нулевом зазоре между
валом и набивкой сальника, что практически обеспечить невоз-
можно, так как при этом возникают недопустимые потери на тре-
ние.
Ядерная энергетика потребовала создания насосов с принци-
пиально новыми типами уплотнений. Следует указать, что прин-
ципиальная возможность создания герметичных насосов без саль-
6 Зак. 1986
161
никовых уплотнений была доказана задолго до появления ядерной
энергетики.
Наиболее надежно задача герметизации решается в конструк-
ции бессальникового герметичного насоса, характерной особенно-
стью которого является отсутствие устройств, герметизирующих
вращающийся вал насоса. Такие насосы, в которых в единый агре-
гат соединены собственно насос и приводной энергодвигатель, на-
шли широкое применение в атомных энергетических установках.
Для судовых (и других) атомных энергетических установок, где
существенно важны малые веса и габариты, высокая надежность
герметизации, а также возможно меньшее число обслуживающих
систем, бессальниковые герметичные насосы являются единствен-
но приемлемыми. Однако широкое развитие атомной энергетики^
требовавшее все более мощных циркуляционных насосов, привела
к применению второго типа бессальниковых насосов — насосов с
механическими уплотнениями валов.
Дело в том, что создание бессальниковых герметичных насосов
мощностью в несколько тысяч киловатт сопряжено с серьезными
техническими трудностями как при конструировании, так и при
изготовлении. Поэтому для мощных АЭС были созданы бессаль-
никовые насосы с механическими уплотнениями валов, в которых
протечки радиоактивного теплоносителя в окружающую среду
предотвращались путем подачи в механическое уплотнение извне
чистой буферной запирающей воды с давлением несколько боль-
шим, чем давление воды в насосе. Насос с механическим уплот-
нением имеет малые по размеру и контролируемые в процессе
эксплуатации протечки буферной (нерадиоактивной) воды.
Насосы подобного типа в настоящее время используются прак-
тически на всех проектирующихся и строящихся мощных АЭС.
4.2.1.	Конструкции основных узлов бессальниковых
герметичных циркуляционных насосов
Бессальниковый циркуляционный насос — агрегат, состоящий
из центробежного насоса и специального электропривода. Как вид-
но из самого названия, бессальниковый насос не имеет сальника,
через который в обычных насосах выводится наружу вращаю-
щийся конец вала, соединенный с приводом.
Рассмотрим схематичное устройство двух основных типов бес-
сальниковых насосов.
Насос с сухим статором. На рис. 4.1 представлена примерная
конструкция бессальникового насоса с сухим статором. В таком
типе насоса в качестве привода используется асинхронной трех-
фазный двигатель с короткозамкнутым ротором. Тонкостенная не-
магнитная металлическая перегородка защищает статор от попа-
дания в него перекачиваемой жидкости, т. е. статор остается су-
хим. Ротор насоса вращается в перекачиваемой жидкости, опи-
раясь на подшипники, которые смазываются и охлаждаются той
же жидкостью. Для обеспечения необходимого температурного ре-
162
Рис. 4.1. Схема бессальникового насоса с сухим статором:
1 — отвод воды третьего контура; 2 — холодильник; 3 — статор; 4 — подвод воды третьего
контура; 5 — дроссель; 6 — ротор; 7 — перегородка статора
жима двигателя насос снабжается холодильником. Такие насосы
нашли широкое распространение как в СССР, так и за рубежом
и применяются на различных АЭС для перекачки теплоносителя
(воды под давлением). Их конструкция позволяет изготовлять
статор электродвигателя из обычных материалов, применяемых в
электротехнике.
Основным «слабым звеном» такого насоса является тонкая (тол-
щиной 0,5 мм) немагнитная металлическая перегородка, которая
должна обеспечивать надежную герметизацию насоса и не допу-
скать попадания воды в статор. На эту перегородку при работе
насоса действуют разнообразные силы. В ней вследствие значи-
тельных индуктивных потерь (до 15%) выделяется значительное
количество тепла, что требует интенсивного охлаждения перего-
родки.
Создание надежно работающей перегородки является одной
из наиболее сложных задач при проектировании бессальникового
насоса с сухим статором. Вместе с тем насосы с сухим статором
необходимо выполнять с прочноплотным корпусом статора, что
позволит сохранить герметичность реакторной установки при на-
рушении герметичности статорной перегородки.
Из-за технологических сложностей область применения таких
насосов ограничена мощностью привода 2000 кВт.
Насос с мокрым статором. На рис. 4.2 представлена конструк-
ционная схема бессальникового насоса с мокрым статором. Этот
насос отличается от представленного на рис. 4.1 тем, что в нем
отсутствует герметичная статорная перегородка и весь электро-
двигатель заполнен водой. Тип электродвигателя — асинхронный
трехфазный с короткозамкнутым ротором. Такие насосы в СССР
широкого применения в атомных энергетических установках не
6*	163
Рис. 4.2. Схема бессальниково-
го насоса с мокрым статором:
1 -— напорный патрубок; 2 — кор-
пус; 3 — ротор; 4 — камера авто-
номного контура; 5 — трубопро-
вод автономного контура; 6 —
подача охлаждающей воды; 7 —
холодильник; 8 — гидрокамеоа
Рис. 4.3. Место возможных
протечек теплоносителя:
1 — нижний подшипник; 2 — к
автономному холодильнику; 3 —
место протечек
нашли. За рубежом, особенно в Англии, они применяются доста-
точно широко. Известным поставщиком таких насосов является
фирма «Хайворд Тайлер».
Из-за отсутствия статорной перегородки такие насосы имеют
больший КПД, чем насосы с сухим статором. Вместе с тем статор
электродвигателя должен выполняться с применением специаль-
ных материалов: железо статора должно быть нержавеющим или
иметь антикоррозионное покрытие, обмотка иметь водостойкую
изоляцию, вводы тока быть прочноплотными.
«Слабым звеном» в этих насосах следует признать водостой-
кую изоляцию. Она имеет сравнительно низкую теплостойкость,
в связи с чем особенно важно обеспечить надежное охлаждение
насоса при всех режимах его работы на установке (включая ре-
жимы стоянки в «горячем» резерве и полного обесточивания уста-
новки) .
Система охлаждения бессальниковых насосов. Система охлаж-
дения предназначена для обеспечения допустимого температурного
режима подшипников и обмотки статора.	э
Источниками тепловыделения являются: обмотка статора и
«беличья клетка» ротора, железо статора и ротора, герметизирую-
щая перегородка (электрические потери); подшипники (механиче-
ские потери от трения скольжения); врашающиеся части (меха-
нические потери от трения о воду).	'
Дополнительное тепло в полость двигателя поступает посред-
ством: перетечки горячей воды за счет работы системы газоудале-
164
ния; конвективного обмена между горячей проточной частью и
более холодной полостью ротора; теплопроводности стенки стато-
ра и вала ротора.
Следует указать, что существенное количество тепла может
поступать в полость ротора в результате протечки горячей воды
из проточной части насоса через возможные конструктивные не-
плотности, которые могут образоваться в процессе работы.
На рис. 4.3 показан один из возможных случаев протечек го-
рячей воды из-за нарушения герметичности уплотнения диафраг-
мы. Поэтому в конструкции насоса должны быть предусмотрены
все необходимые меры по снижению возможных перетечек горя-
чей воды в полость ротора и обеспечению надежности внутренних
уплотнений.
Как правило, насос имеет два контура охлаждения: внешний,
в котором циркулирует охлаждающая вода, и внутренний, где цир-
кулирует охлажденная вода первого контура.
Система охлаждения может быть выполнена либо как центра-
лизованная, либо как автономная.
При централизованной схеме подачи охлаждающей воды она
подается к насосу от имеющихся в энергетической установке сис-
тем охлаждения. При автономной схеме отвод тепла осуществляет-
ся за счет циркуляции охлаждающей воды через автономную сис-
тему охлаждения данного насоса. Внешний контур охлаждения
всегда выделяется по централизованной схеме.
При централизованной системе охлаждения циркуляция во
внутреннем контуре осуществляется за счет напора ГЦН. Эта вода
с напорной ветви направляется в холодильник, охлаждаемый тех-
нической водой, пройдя который, она направляется в полость дви-
гателя, затем по внутренним каналам на всасывание. Холодиль-
ник может быть расположен отдельно или встроенным в корпус
насоса.
Система газоудаления. В перекачиваемой воде первого конту-
ра присутствуют растворенные газы. Это вызвано следующими
причинами: наличием растворенного воздуха в воде, используемой
для заполнения; частичным растворением воздуха из воздушных
мешков, образующихся при заполнении контура; радиолизом воды
при работе установки; насыщением воды газом, содержащимся в
компенсаторе объема (при газовой системе компенсации).
Эти растворенные в воде газы не оказывают влияние на рабо-
ту бессальникового насоса до тех пор, пока их наличие не приве-
дет к образованию в насосе газовых мешков, нарушающих нор-
мальную циркуляцию по внутреннему контуру охлаждения.
Охлаждение газовых мешков происходит вследствие выделения
растворенных газов в тех местах, где условия по давлению и тем-
пературе соответствуют минимальной растворимости газов. Такие
условия в работающей установке возникают на всасывании насо-
са: выделившиеся пузырьки газа (вследствие меньшего удельного
веса по сравнению с водой) устремляются вверх.
Если насос расположен вертикально вверх проточной частью,
165
то пузырьки увлекаются потоком циркулирующей воды и не ока-
зывают никакого влияния на работу насоса. При расположении
насоса вертикально вверх двигателем пузырьки поднимаются в по-
лость ротора и если их оттуда не удалять, то постепенно они бу-
дут вытеснять воду из полости двигателя, что приведет к наруше-
нию циркуляции по внутреннему контуру охлаждения со всеми вы-
текающими последствиями (перегрев юбмотки статора и перегород-
ки, выход из строя подшипников).
У насоса с централизованной системой охлаждения по внут-
реннему контуру попадающие в полость ротора пузырьки газа
выносятся в проточную часть поступающей холодной водой и в
полости ротора не накапливаются, т. е. такой насос в специаль-
ной системе газоудаления не нуждается. Насос с автономным
внутренним контуром охлаждения нуждается в специальной сис-
теме газоудаления.
С целью обеспечения газоудаления из верхней части насоса,
где начинает скапливаться газ, ее соединяют со всасыванием на-
соса и создают в ней давление несколько большее, чем на всасы-
вании. Тогда из верхней части насоса определенное количество
воды будет перетекать на всасывание, увлекая с собой пузырьки
газа и прекращая накопление его в полости ротора.
Для того чтобы давление под верхней крышкой было больше,
чем на всасывании, полость ротора соединяют с областью нагне-
тания насоса специальным отверстием. При такой схеме между
полостью под верхней крышкой и всасыванием насоса образуется
разность давлений &р = Ну—Api—Др2—(Н — напор насоса;
у — удельная масса воды в основном контуре; Api— потеря дав-
ления в отверстии; Др2— потеря давления в автономном холо-
дильнике; hi—длина насоса; yi— плотность воды в полости ро-
тора).
Под действием этой разности давлений осуществляется схема
циркуляции воды в системе охлаждения: из-под верхней крышки
определенное количество холодной воды поступает на всас насоса,
по отверстию в полость ротора поступает такое же количество
горячей воды из основного контура. Вследствие этого система га-
зоудаления вносит дополнительное количество тепла в полость
ротора, зависящее от расхода воды в системе газоудаления. По-
этому ее расход в системе стремятся снизить до минимально необ-
ходимого, что достигается обеспечением соответствующего со-
противления канала, соединяющего полость под верхней крыш-
кой со всасыванием.
Так как характеристика насоса является падающей, то работа
системы газоудаления, т. е. необходимое значение Др, Должна
быть обеспечена при максимально возможной подаче. Тогда будет
обеспечена работоспособность системы газоудаления и при мень-
ших производительностях. У насосов с переменной частотой вра-
щения работоспособность системы газоудаления должна обеспечи-
ваться в режимах, соответствующих минимальным оборотам.
Устройство сухого статора. При сухом статоре, для того чтобы
166
вода не попадала в статор, в зазор между ротором и статором
вставляется тонкая (0,5 мм) герметичная металлическая немагнит-
ная перегородка, герметично соединяемая с корпусом статора.
Очевидно, что по условиям прочности такая тонкая перегородка
не может выдержать внутреннее давление, действующее в поло-
сти насоса. Поэтому прочность этой перегородки обеспечивается
тем, что она опирается на пакет железа статора, т. е. силу от дав-
ления воспринимает пакет железа статора. Основным требовани-
ем, которому должна удовлетворять конструкция сухого статора,
является обеспечение надежной работы перегородки во всех экс-
плуатационных режимах насоса. Для этого необходимо, чтобы
действующие на нее силы от внутреннего давления и температур-
ных расширений не приводили к образованию остаточных дефор-
маций, т. е. чтобы перегородка всегда работала в упругой области.
Пакет железа статора, набранный из большого числа тонких лис-
тов, не должен расслаиваться под действием усилий от внутрен-
него давления, так как в противном случае в образовавшиеся за-
зоры между листами будет выдавливаться перегородка, что при-
ведет к ее разрушению.
Различают два типа конструкций статора: жесткий и с компен-
саторами.
Жесткий статор характерен тем, что он представляет собой сис-
тему, не имеющую каких-либо компенсационных звеньев в осе-
вом направлении. В такой системе из-за того, что корпус статора
имеет значительно большую жесткость, чем перегородка, дефор-
мация последней будет равна деформации корпуса во всех режи-
мах, а напряжения от разности температурных деформаций в
осевом направлении целиком будут восприниматься перегородкой.
Статор с компенсаторами выполняется в виде гибких диа-
фрагм, позволяет компенсировать разность температурных де-
формаций в осевом направлении, а также иметь различную осевую
деформацию корпуса и перегородки. Это создает более легкие
условия работы перегородки, хотя конструкция статора получа-
ется сложнее.
Пакет железа статора выполняется шихтованным, т. е. наби-
рается из отдельных штампованных листов толщиной 0,35—0,5 мм,
изготовляемых из различных марок электротехнических сталей.
Паз статора делается закрытым, чтобы обеспечить целостность
перегородки. Высота перемычки выбирается из условий прочности
и зависит от диаметра расточки и действующего давления. Для
насосов малой мощности (с небольшим диаметром расточки) воз-
можно применение открытых пазов.
Поверхность листов железа перед сборкой в пакет изолируется
путем образования тонкого фосфатного слоя или нанесением тон-
кого слоя бакелитового лака. Листы железа статора вырубаются
в комбинированном штампе из карт, которые вырезаются из по-
ставляемых металлургическим заводом больших листов трансфор-
маторного железа. Как правило, эти листы имеют разную тол-
щину в направлении прокатки. Следовательно, и вырубленный
167
Рис. 4.4. Гермоввод:
1 — стержень; 2 — корпус; 3 —
изоляторы; 4—гильза; 5 —
втулка
лист железа статора будет иметь разную толщину. Это приводит
к тому, что при сборке пакета статора образуется «веерность», т. е.
разная длина пакета по образующим. «Веерность» не позволяет
равномерно сжимать пакет в осером направлении, что приводит
к расслоению пакета под действием сил давления, передаваемых
от перегородки.
Поэтому пакет необходимо набирать, чтобы получить мини-
мальную «веерность». Для этого листы в пакет набираются таким
образом, чтобы по одной образующей соприкасались листы с раз-
ной толщиной. Листы, набранные в пакет, спрессовываются с
удельным давлением до 3,5—6 МПа. Для обеспечения монолит-
ности пакета рекомендуется осуществлять пропитку его бакелито-
вым лаком в вакууме с последующей полимеризацией.
Обмотка статора. Катушки обмотки статора должны уклады-
ваться в паз железа с возможно меньшим воздушным зазором, так
как его наличие ухудшает условия теплоотвода от обмотки. Для
обеспечения этого пазовая часть катушки предварительно фор-
муется в специальных пресс-формах. Выполняются катушки из
обмоточного провода прямоугольного сечения. При закрытом типе
паза обмотка выполняется методом протяжки, поэтому лобовая
часть первоначально формуется после укладки всех катушек в
пакет железа статора. Соединение катушек осуществляется пере-
мычками с помощью пайки. Нагрев мест пайки выполняется спе-
циальными индукторами с помощью токов высокой частоты, что*
позволяет нагреть место пайки без повреждения близлежащей изо-
ляции.
Для электроизоляции обмотки необходимо применять возмож-
но более теплостойкие материалы (стеклоленту, стеклотекстолит,
кремнийорганические лаки и компаунды).
Для обеспечения ровной (без уступов) поверхности расточки
статора, что создает благоприятные условия для работы перего-
родки, рекомендуется производить шлифовку после окончательной
сборки пакета. Расточка пакета статора перед установкой в него
перегородки обклеивается тонкой (0,1—0,2 мм) электроизоляцией
для исключения непосредственного контакта перегородки с листа-
ми железа, что делается с целью снижения электрических потерь
в железе статора и предотвращения возможного прожигания пе-
регородки от образования искры в месте плохого контакта.
Подвод тока к обмотке осуществляется через гермовводы. На
рис. 4.4 приведен один из типов гермоввода, у которого токопро-
168
водящий стержень соединен с керамическим изолятором герметич-
ной пайкой через гильзу из специального материала, а стальная
втулка приваривается к корпусу статора.
Статорная перегородка. Перегородка толщиной 0,4—0,5 мм вы-
полняется из цельнотянутой гильзы. Материал перегородки дол-
жен быть немагнитным, иметь высокое удельное сопротивление,
высокую коррозионную стойкость, улучшенные механические свой-
ства, быть пластичным и хорошо свариваться. В отечественной
практике для изготовления перегородки используется сталь ЭИ-435.
По концам перегородка приваривается к корпусу статора кон-
тактной роликовой или аргонно-дуговой сваркой. Перед сваркой
концы перегородки развальцовываются до плотного соприкосно-
вения с поверхностью статора. Для обеспечения высокого качества
приварки эта операция должна быть автоматизирована и в про-
цессе сварки должен автоматически поддерживаться заданный ре-
жим. Контроль качества сварки выполняется путем опрессовки с
последующей проверкой на герметичность гелиевым течеискате-
лем. Применение аргонно-дуговой сварки позволяет дополнитель-
но проверить качество сварного шва рентгеном.
Расчет перегородки на прочность представляет весьма слож-
ную задачу. В нем необходимо учитывать не только напряжения
от давления, но и возникающие при различных режимах (в том
числе и переходных) температурные напряжения. В свою очередь
температурные напряжения зависят от распределения температур
различных частей статора. Теоретическое определение этих тем-
ператур, особенно в переходных режимах, представляет большие
сложности и может быть выполнено весьма приближенно. Поэтому
расчет прочности перегородки носит оценочный характер.
Основная проверка прочности перегородки должна выполнять-
ся при испытании опытных образцов, при этом необходимо вос-
произвести все эксплуатационные режимы работы насоса (ста-
ционарные и переходные).
Необходимо также иметь в виду, что минимальное давление в
роторной полости, обеспечивающее безопасную эксплуатацию на-
соса, равно давлению, при котором за счет деформации перегород-
ки ликвидируется монтажный зазор между статором и перегород-
кой. Эксплуатация насоса при наличии некоторого зазора между
перегородкой и статором опасна, так как перегородка может войти
в колебательное движение и за короткий период потерять герме-
тичность из-за образования усталостных трещин.
Значение этого давления может быть определено из выраже-
ния Р min ^2SA£7Z)2, где б— толщина перегородки; А — диамет-
ральный монтажный зазор; Е— модуль упругости материала пе-
регородки; D — диаметр перегородки.
Ротор бессальникового насоса. Применяются два типа роторов:
цельнокованый, в котором активное железо ротора выполняется
как целое с валом, и составной, где активное железо ротора вы-
полняется отдельно от вала.
169
На рис. 4.5 изображен цельнокованый ротор, на рис. 4.6—
составной. Цельнокованый ротор изготовляется из стали 0Х17Н,
у составного же активное железо ротора может быть выполнено
как монолитным, так и шихтованным.
Ротор имеет короткозамкнутую беличью клетку, которая выпол-
няется либо заливкой, либо сборкой из стержней, приваренных по
концам к кольцам. Материал беличьей клетки—алюминий, медь,
латунь. Как правило, она защищается от контакта с водой. Для
этого по торцам ротора на вал надеваются и герметично прива-
риваются плиты из нержавеющей стали, а на цилиндрическую по-
верхность надевается нержавеющая рубашка, привариваемая гер-
метично к этим плитам. Защитная рубашка изготовляется из ста-
ли 0Х17Н или 0Х18Н10Т.
Подшипники бессальниковых насосов. Основная особенность
условий работы подшипников в бессальниковых насосах заклю-
чается в том, что в них подшипники смазываются водой. Вода
практически не обладает смазывающими свойствами, из-за низ-
кой вязкости не создается несущий гидродинамический клин. На-
ряду с этим вода является химически агрессивной, вызывает кор-
розию материалов. Попытки применить в бессальниковых насосах
нержавеющие подшипники качения успехом не увенчались из-за
большой нагрузки и относительно высокой частотой вращения.
В бессальниковых насосах применяются гидростатические или
гидродинамические подшипники скольжения с вкладышами из
специальных антифрикционных композиций.
Преимущественное применение получили гидродинамические
подшипники. В процессе эксплуатации подшипники должны на-
дежно работать в течение длительного времени (не менее 1 года)
без какого-либо профилактического осмотра или ремонта. Мате-
риал подшипников должен быть теплостойким и выдерживать не-
которое время без повреждений (при остановленном насосе) тем-
пературу не менее 180—200 °C.
Необходимо, чтобы в продуктах износа подшипников отсутст-
вовали элементы, дающие при активации в реакторе долгоживу-
щие радиоактивные изотопы, так как это приводит к радиоактив-
ному загрязнению циркуляционного контура.
Гидродинамические подшипники скольжения. По конструктив-
ному исполнению в бессальниковых насосах находят применение
подшипники как с самоустанавливающимися вкладышами, так и с
жестко фиксированными. Например, в насосах фирмы «Хайворд
Тайлер» опорные подшипники выполнены с самоустанавливающи-
мися вкладышами, а упорный подшипник (рис. 4.7) — из отдель-
Рис. 4.5. Цельнокова-
ный ротор:
1 — вал с сердечником ро-
тора; 2 — защитная ру-
ч башка; 3,	5 — защитные
' кольца; 4 — стержень бе-
личьей клетки; 6 — под-
шипниковые втулки
170
Рис. 4.6. Составной ротор:
/, 9 — втулка подшипников; 2, 8 — защитные торцевые плиты; 3 — шихтованный пакет
«активного железа; 4 — гильза пакета; 5 — стержень беличьей клетки; 6 — вал; 7 — защит-
ная рубашка
я
ных качающихся подушек (6—10 шт.), опирающихся на упорное
кольцо (подшипник типа Митчелола).
Самоустанавливающиеся подшипники по сравнению с жестко
фиксированными менее чувствительны к перекосам ротора, в них
создаются условия для образования гидродинамического клина, и
вследствие этого они допускают более высокие удельные нагрузки
(при прочих равных условиях). Однако технологически они слож-
ны и их применение не всегда оправданно.
В отечественной практике большинство бессальниковых насо-
сов выполнено с жестко фиксированными подшипниками, а необ-
ходимые условия для их нормальной работы обеспечиваются со-
ответствующими допусками на изготовление узлов и деталей. Для
обеспечения циркуляции через подшипники необходимого расхода
воды на вкладышах радиальных подшипников выполняется не-
сколько (4—6 шт.) продольных канавок. Для того чтобы при за-
тяжке гайки не раздавить графитовый вкладыш, организуется
гарантированный зазор а.
Опорные подшипники хорошо омываются водой за счет зазора
между подшипником и валом. Для обеспечения его нормального
-охлаждения рекомендуется, чтобы площадь соприкосновения вра-
щающегося упорного диска с неподвижным вкладышем составля-
ла около 70 % общей площади упорного диска, а остальные 30 %
должны занимать канавки для прохода охлаждающей воды.
Для опорных подшипников с жестко фиксированными вклады-
шами из композиционных материалов на основе графита рекомен-
дуются следующие соотношения основных размеров: L/D= 1,5ч-2;
д = 0,1 +(0,0014-0,0025); т = 2 + 0,15, где L — длина вкладыша
спорного подшипника, мм; D — диаметр вала, мм; А — диамет-
ральный зазор в опорном подшипнике, мм; т — толщина вкладыша
спорного подшипника, мм.
Размеры вкладыша упорного подшипника выбираются в зави-
симости от действий силы и допустимых удельных давлений. На
рис. 4.8 представлен пример конструкции опорного подшипника.
Конструкция этого подшипника выполнена с учетом разности ко-
эффициентов линейного расширения гранита (4-10~6 1/°С) и стали
[(10ч-17) 10~6 1/°С] с таким расчетом, чтобы в процессе работы
не ослабло крепление вкладыша и не создавались опасные напря-
жения.
171
Рис. 4.7. Упорный подшипник
Направление
вращения
Рис. 4.8. Подшипниковый блок:
1 — гайка; 2 — корпус; 3 — вкладыш
Вкладыши вставлены с натягом 0—0,03 мм в обойму из нер-
жавеющей стали Х17Н2, имеющей коэффициент линейного рас-
ширения 10,3-10~6 1/°С при / = 200°C. От проворота вкладыш фик-
сируется двумя цилиндрическими штифтами. Обойма с вклады-
шами вставляется в корпус из нержавеющей стали 0Х18Н10Т
(коэффициент линейного расширения 16,6-10-6 1/°С при / = 100°С)
с зазором 0—0,05 мм. От проворота обойма фиксируется двумя
штифтами; штифты располагаются во взаимно перпендикулярных
плоскостях. От осевого смещения обойма удерживается гайкой.
Во многих отечественных насосах для вкладышей опорных и
упорных подшипников с успехом применяется фторопластоуглегра-
фитовый материал 2П-1000-ЗП, работающий в паре с втулками ва-
ла и накладками на пяту, выполненными из хромоникелевого спла-
ва ВЖЛ-2. Эта пара трения обеспечивает высокую износостой-
кость при окружных скоростях до 32 м/с, удельных нагрузках да
4 МПа и температуре до 160 °C. Материал 2П-1000-ЗП без повреж-
дений выдерживает нагрев до 250—300 °C. Он готовится путем
вакуумной пропитки деталей из высокопористого графита 2П-1000-3
фторопластовой суспензией. Сплав ВЖЛ-2 обладает высокой кор-
розионной стойкостью.
Хорошие результаты дает применение графитофторопластовый
материал 7В-2А (детали спекаются из пресс-массы, представляю-
щей смесь графита с фторопластом) в паре со стальной деталью
из 2Х17Н2, закаленной до /?с = 42-ь50.
В некоторых отечественных насосах используется разработан-
ный в институте машиноведения металлокерамический материал
С-1 (слой пористой бронзы, наложенной на жесткую основу и
пропитанной фторопластом) в паре со стальной деталью иЗ 2X13.
4.2.2.	Конструктивные схемы водяных насосов с механическим
уплотнением вала
На рис. 4.9 представлена схема насоса с нижним гидростати-
ческим подшипником (ГСП), верхним вынЪсным подшипниковым
блоком и отдельным выносным приводом. Нижний опорный ГСП
172
Рис. 4.10. Схема насоса с вы-
несенными подшипниками:
1 — рабочее колесо; 2 — подшип-
ник:	3 — механическое уплотне-
ние;	4 — вспомогательное коле-
со;	5 — опорные подшипники;
6 — упорный подшипник; 7 — си-
стема питания подшипников
Рис. 4.9. Схема насоса с ниж-
ним гидростатическим под-
шипником:
1 — рабочее колесо; 2 — гидро-
статический	подшипник; 3 —
механическое уплотнение вала;
4 — радиально-упорный подшип-
ник; 5 — муфта; 6 — электропри-
вод
питается жидкостью (горячей водой) от основного колеса. Верх-
ний опорный и упорный подшипники смазываются минеральным
маслом в циркуляционном режиме. Такая схема наиболее прием-
лема для реакторов с водой под давлением (типа ВВЭР). Приме-
нение их в кипящих реакторах (корпусных и канальных) следует
признать менее целесообразным, так как у этих типов реакторов
возможны аварийные режимы, связанные с возникновением кави-
тации в насосе. Поэтому для предотвращения выхода из строя
ГСП приходится предусматривать питание его в таких режимах
от постороннего источника, что сильно усложняет схему.
В качестве одного из мероприятий, предотвращающих выход
подшипника из строя при- возникновении режима кавитации в ра-
бочем колесе, можно предусмотреть устройство так называемого
«пускового пояска» в ГСП.
Это устройство представляет собой неподвижную втулку из си-
лицированного графита, крепящуюся в корпусе подшипника. Зазор
между этой втулкой и валом делается несколько меньше, чем
зазор в ГСП. При наличии нормального питания ГСП водой вал
не касается пускового пояска. При исчезновении питания ГСП от
рабочего колеса насоса подшипник на участке «пускового пояска»
переходит на режим работы гидродинамического подшипника. При
этом в контакт с неподвижной втулкой из силицированного гра-
фита вступает втулка вала, наплавленная твердым сплавом, а на
участке ГСП вал неподвижной втулки не касается.
Насос, выполненный по данной схеме, помимо системы обеспе-
чивающей работу механического уплотнения, и систем, обеспечи-
173
вающих электропривод, имеет следующие системы: система пита-
ния ГСП; аварийная система питания ГСП; масляная система;
аварийная система уплотнения вала.
На рис. 4.10 представлена схема насоса с вынесенными под-
шипниками (гидродинамическими или гидростатическими) вы-
носным приводом. Такая схема для кипящих реакторов более це-
лесообразна, чем схема на рис.4.9. Эта схема во многом напоми-
нает бессальниковый насос, отличается от него наличием механи-
ческого уплотнения, что позволило применить выносной привод.
В этой схеме опорные подшипники могут быть выполнены как
гидростатическими, так и гидродинамическими. Упорный подшип-
ник выполняется гидродинамическим, так как для вертикального
насоса трудно обеспечить нормальное прохождение режимов пуска
и остановки при гидростатическом опорном подшипнике.
Для обеспечения требуемого температурного режима подшип-
ников служит автономный контур охлаждения с холодильником
и вспомогательным колесом. От этого же вспомогательного коле-
са могут питаться ГСП. Так как в автономном контуре темпера-
тура ниже, чем в основном циркуляционном контуре (на всасыва-
нии основного рабочего колеса), то при кавитации в основном
колесе, кавитации во вспомогательном колесе не наступает и ГСП
продолжают нормально питаться водой, что делает ненужным
устройство аварийного питания ГСП. Проставка позволяет осу-
ществлять при необходимости демонтаж механического уплотне-
ния без демонтажа электродвигателя, что создает дополнительные
удобства при эксплуатации. Отсутствие работающих в режиме
циркуляционной смазки выносных подшипников позволяет отка-
заться от сложной системы смазки и повышает надежность на-
сосного агрегата.
Следует отметить, что наличие автономного контура охлажде-
ния при малых протечках через механическое уплотнение позво-
ляет безопасно для уплотнения продолжать эксплуатацию насоса
при прекращении подачи запирающей воды в механическое уплот-
нение. Применение механических уплотнений с малыми протеч-
ками позволяет также отказаться от аварийной системы уплотне-
ния вала.
Приведенные выше обстоятельства позволяют высказаться в
пользу конструктивной схемы по рис. 4.10 не только в случае
применения ее для насосов кипящих реакторов, но и для насосов
некипящих реакторов типа ВВЭР.
Механическое уплотнение представляет собой устройство, с
помощью которого вал выводится из рабочей полости насоса с
малым зазором (осевым или радиальным) между неподвижными
и вращающимися деталями. За счет создания малого зазора до-
стигаются и малые протечки. Для того чтобы вообще в насосе с
механическим уплотнением ликвидировать протечки воды из внут-
реннего контура, в механическое уплотнение подается чистая за-
пирающая вода из внешнего контура. Запирающая вода с давле-
нием несколько большим, чем во внутреннем контуре, подается
174
Рис. 4.11. Механическое уплот-
нение:
1 — приводной конец вала;. 2 —
концевое уплотнение; 3 — фикси-
рованные втулки; 4—подача
колодной воды высокого давле-
ния
с помощью вспомогательного насоса. Запирающая вода через за-
зоры в механическом уплотнении поступает частично во внутрен-
нюю полость насоса, а частично наружу.
Таким образом достигается отсутствие протечек из насоса во-
ды внутреннего контура.
Механические уплотнения бывают неподвижные (с невращаю-
щимися деталями) и подвижные (с вращающимися деталями).
Неподвижные механические уплотнения представляют собой
различного рода дроссельные устройства. Самым простым механи-
ческим уплотнением является длинный кольцевой зазор, образуе-
мый между неподвижной втулкой и вращающимся валом
(рис. 4.11).
В полости создается давление р немного большее, чем в на-
сосе. Суммарные протечки запирающейся воды зависят от разме-
ра зазора б и длины втулки I2 и могут быть определены по фор-
муле
а _	+ М! р/	,
где D — диаметр вала; б — радиальный зазор в уплотнении; g —
ускорение силы тяжести; р — давление запирающей воды; р2 —
давление в полости насоса;
И1, ц2(ц = 1/1/Л//26 + 1,5)
— коэффициенты расхода, где К— коэффициент сопротивления ще-
ли (зависит от числа Рейнольдса, обычно равен 0,04—0,06); Z —
длина щели.
При параметрах и размерах реально создаваемых насосов в
такого типа уплотнениях протечки достигают 100 м3/ч и более.
Несколько меньшую протечку можно получить, если вместо щели
применить лабиринтное уплотнение с канавками. Практически про-
течки с помощью этих устройств можно уменьшить в 1,25—2 раза.
Разновидностью неподвижных механических уплотнений явля-
ется уплотнение с плавающими кольцами (рис. 4.12).
В этих уплотнениях при условии обеспечения радиальной под-
вижности колец можно выполнить существенно меньший, чем у
дроссельных втулок, радиальный зазор и, следовательно, резко*
снизить протечки. На реальных уплотнениях с плавающими коль-
17S
4	2	2
Рис. 4.12. Уплотнение
с плавающими .коль-
цами:
1 — приводной конец ва-
ла; 2 — концевое уплот-
нение;	3 — плавающие
кольца; 4 — подача холод-
ной воды
цами протечки удается снизить не менее чем в 10 раз по сравне-
нию с гладкими протечками в уплотнениях щелевыми сопротив-
лениями.
Подвижные механические уплотнения. Вращающиеся механиче-
ские уплотнения представляют собой устройства, в которых созда-
ется малый осевой зазор, ограничивающий протечки запирающей
воды. По принципу работы вращающиеся механические уплотне-
ния можно разделить на два типа: контактные и с регулируемым
осевым зазором.
Контактное уплотнение состоит из двух контактирующих по
торцу колец (одно — неподвижное, другое—вращающееся), кото-
рые прижимаются друг к другу пружиной и гидравическим дав-
лением.
При вращении между контактирующими торцами колец обра-
зуется тонкая гидродинамическая пленка. Такое уплотнение дает
весьма малые протечки (от «нулевых» до нескольких десятков лит-
ров в секунду).
В механических уплотнениях с регулируемым зазором между
контактирующими торцами колец различными способами создает-
ся малый зазор. В таких уплотнениях удается получить протечки
от нескольких десятков литров до нескольких кубических метров
в секунду. Принципиальное отличие контактных уплотнений от
уплотнений с регулируемым зазором заключается в том, что в по-
следних между контактирующими поверхностями реализуется
жидкостный режим трения, а в первых — промежуточный, связан-
ный с наличием в отдельных местах контактирующих поверхно-
стей сухого трения.
Контактное уплотнение. Разработано и находится в
эксплуатации значительное число контактных уплотнений. Основ-
ная трудность обеспечения работоспособности контактного уплот-
нения с сохранением малых протечек заключается в создании та-
ких условий работы контактирующей пары, при которых не про-
исходит деформаций контактирующих колец под действием дав-
ления жидкости и температурных расширений. Очевидно, что чем
меньший перепад давлений приходится уплотнять, тем легче ус-
ловия работы контактирующей пары. Поэтому в практике при не-
176
Рис. 4.13. Контактное уплотнение:
1 — корпус; 2 — неподвижное кольцо; 3 — под-
вижное кольцо; 4 — втулка; 5 — пружина
обходимости уплотнения большого
перепада давлений нашли примене-
ние уплотнения с несколькими кон-
тактирующими парами, между ко-
торыми распределяется общий пе-
репад давлений. Однако следует
признать, что для имеющих место в
насосах АЭС давлений возможно
создание контактного уплотнения, в
котором весь требуемый перепад
можно уплотнить одной парой (со-
зданы отечественные уплотнения с
одной контактной парой на перепад
до 20 МПа). Ниже дается описание
контактного уплотнения (рис. 4.13),
применяемого на насосах вместо уплотнения с плавающими коль-
цами.
Уплотнение состоит из корпуса, в котором размещаются две
пары контактирующих колец (контурная и атмосферная ступени).
Каждая ступень уплотнения состоит из неподвижного и вращаю-
щегося колец из силицированного графита. Вращающиеся кольца
обеих ступеней монтируются в общей втулке, которая вращается
вместе с валом. Вращающиеся кольца скреплены со втулкой шпон-
ками, которые предотвращают поворот колец относительно втул-
ки, позволяя в то же время вращающимся кольцам перемещаться
в осевом направлении. К неподвижным кольцам вращающиеся
кольца прижимаются пружинами, смонтированными во втулке.
Так как в конструкции механического уплотнения имеются рези-
новые прокладки, герметизирующие неподвижные разъемы, то для
обеспечения допустимой температуры в местах установки резино-
вых прокладок блок механического уплотнения снабжен двумя
холодильниками и термобарьером. Подвод запирающей воды осу-
ществляется через отверстие.
Опыт эксплуатации контактных механических уплотнений с
кольцами из силицированного графита на Ленинградской АЭС
показал, что при правильно выбранных удельных давлениях в
рабочем контакте износ колец практически отсутствует. Однако
под действием перепада давлений наблюдается размыв контакти-
рующих поверхностей с образованием небольших канавок, при-
водящих к существенному увеличению протечек. Характерно, что
это явление наблюдается в первую очередь на той ступени, где
срабатывается наибольший перепад давления, т. е. на атмосфер-
ной ступени. За это же время эксплуатации контурная ступень
остается без видимых признаков размывания.
1 /	7 Зак. 1986
• А
177
3	2	/
«
Рис. 4.14. Уплотнение с фиксированным за-
зором:
1 — корпус; 2 — камера; 3 — неподвижное
кольцо; 4 — вал; 5 — подвижное кольцо
Утечки через осевой зазор между двумя контактирующими коль-
цами в сильной степени зависят от осевого зазора, т. е. от тол-
щины пленки жидкости (примерно кубическая зависимость). Ма-
лых протечек удается достичь только при весьма малых осевых
зазорах. Так, например, по приближенным расчетным оценкам,
средний осевой зазор в контактном уплотнении насоса ЦВН-7
(частота вращения 1000 об/мин, перепад давления 9,0 МПа, ши-
рина уплотняющего пояска 5 мм) при протечках 5 л/ч равен
1 мкм. Естественно, что при таком среднем зазоре с учетом геомет-
рических погрешностей изготовления и шероховатости контакти-
рующих поверхностей в ряде мест пленка жидкости отсутствует.
Для обеспечения полностью жидкостного режима трения в кон-
тактирующей паре необходимо работать при зазорах не менее
4—5 мкм. Такие осевые зазоры можно получить в уплотнениях с
фиксированным или регулируемым осевым зазором.
Уплотнение с фиксированным зазором (рис.4.14).
К вращающемуся кольцу пружиной поджимается невращающееся
кольцо, имеющее возможность перемещаться в осевом направле-
нии. Невращающееся кольцо на торцевой поверхности имеет канав-
ки, которые через капилляр сообщаются с полостью высокого дав-
ления. За счет подбора соответствующей площади канавок, раз-
меров капилляров, ширины невращающегося кольца и силы пру-
жины при определенном давлении в насосе можно обеспечить тре-
буемый зазор между кольцами. Если зазор между кольцами уве-
личивается, то давление в канавках падает и пружины i? неурав-
новешенные гидравлические силы возвращают невращающееся
кольцо в первоначальное положение, т. е. восстанавливают зазор.
При уменьшении, зазора давление в канавках возрастает, вслед-
ствие чего зазор восстанавливается. Та^им образом, уплотнение
работает с фиксированным малым осевым зазором. Следует отме-
тить, что для такого уплотнения опасно забивание капилляра и
178
Рис. 4.15. Уплотнение с изменяющимся осевым зазором:
1 — рабочий зазор; 2 — дроссель; 3 — подача холодной воды высокого давления
температурные деформации в переходных режимах. Кроме того,
оно требует интенсивного охлаждения.
Уплотнение с изменяющимся осевым зазором
(рис. 4.15). Это уплотнение для поддержания осевого зазора ис-
пользует напор, создаваемый специальным высоконапорным насо-
сом.
Контактная пара работает как гидростатическая пара с весьма
малым зазором (5—10 мкм), что позволяет иметь малые протеч-
ки. Наличие внешней системы питания уплотнения позволяет осу-
ществлять регулирование зазора. Для такого типа уплотнения дол-
жна быть обеспечена гарантированная подача воды под высоким
давлением, что можно достигнуть резервированием и системой ав-
томатики.
Это уплотнение плохо переносит температурные деформации,
возникающие при переходных режимах и загрязнении капилляров
и зазора между контактирующими поверхностями.
4.3.	Конструкции жидкометаллических насосов
атомных электростанций
В настоящее время в построенных и проектируемых установках
с реакторами на быстрых нейтронах в основных контурах исполь-
зуются механические центробежные насосы. Во вспомогательных
контурах, а также в стендовых установках применяются также
электромагнитные насосы. Они позволяют обеспечить герметиза-
цию циркуляционного тракта без применения каких-либо вращаю-
щихся частей.
Механические насосы для перекачки натрия должны иметь на-
дежно герметизированную от окружающей атмосферы внутреннюю
полость. Устройства для герметизации должны надежно удержи-
вать нейтральный газ под небольшим давлением. Поскольку в
Уз 7*
179
Рис. 4.16. Погружной насос с нижним гидростатическим подшипником
>
качестве привода насоса наиболее целесообразно применять элект-
родвигатели нормального исполнения, то для герметизации рабо-
чей полости насос должен иметь устройства, позволяющие без на-
рушения герметичности вывести вал насоса в окружающую атмос-
сферу для соединения с валом привода. В качестве такого устрой-
ства применяется торцевое уплотнение. Можно выполнить насос
180
без торцевого уплотнения по схеме с герметичным электродвига-
телем, но при этом возникают довольно сложные проблемы защи-
ты двигателя от попадания паров натрия, усложняется конструк-
ция электродвигателя, можно использовать только асинхронные
двигатели (без коллекторов и щеток). Поэтому схема насоса с
торцевым уплотнением является более рациональной.
Механические насосы с торцевым уплотнением вала могут
быть выполнены погружными с одним или двумя гидростатически-
ми подшипниками и с протечками через щелевое уплотнение вала.
В погружных насосах противокавитационный подпор на колесе
создается за счет суммы гидростатического давления столба нат-
рия над колесом и давления газа в полости насоса. В насосах с
щелевым уплотнением вала подпор на колесе равен перепаду дав-
ления на щелевом уплотнении. Насосы могут иметь следующее
конструкционное оформление:
1)	погружной насос с нижним гидростатическим подшипником
(рис. 4.16) с рабочим колесом, расположенным консольно на валу,
который вращается на двух подшипниках. Нижний опорный под-
шипник— гидростатический, работает на натрии от напора собст-
венного насоса. Верхний подшипниковый узел вынесен из рабочей
полости насоса, работает на минеральной смазке (может приме-
няться как шарико- или роликоподшипниковый и как подшипник
скольжения). Осевое усилие воспринимается верхним подшипнико-
вым узлом.
Герметизация осуществляется с помощью узла уплотнения
вращающегося вала (УВВ), перед которым устанавливается стоя-
ночное уплотнение, позволяющее герметизировать рабочую полость
при остановленном насосе в случае замены УВВ. С электропри-
водом вал насоса соединяется с помощью упругой муфты. Име-
ется вариант погружного насоса с нижним гидростатическим под-
шипником, отличающийся от описанного выше тем, что верхний
подшипник, работающий на минеральной смазке, не вынесен из
рабочей полости насоса, УВВ помещено выше верхнего подшипни-
ка; в этом варианте в натрий попадает существенно большее ко-
личество минеральной смазки (за счет ее испарения);
2)	погружной насос с двумя опорными гидростатическими под-
шипниками (рис. 4.17), с рабочим колесом, расположенным кон-
сольно на валу насоса, имеет два гидростатических подшипника,
работающих на натрии от напора собственного насоса. Подача
натрия в подшипник осуществляется по трубе. Упорный подшип-
ник вынесен из рабочей полости насоса и работает на консистент-
ной смазке. Полость насоса герметизирована УВВ, ниже которого
расположено стояночное уплотнение. Вывод нагнетательного пат-
рубка из бака насоса герметизирован сильфоном, являющимся од-
новременно компенсатором линейных расширений. Электропривод
соединен с валом насоса через упругую муфту;
3)	насос с протечками через щелевое уплотнение вала (рис. 4.18)
с рабочим колесом, консольно расположенным на валу, который
вращается на двух подшипниковых опорах скольжения, смазывае-
7 Зак. 1986
181
Рис. 4.17. Насос с двумя гидростатическими подшипниками.
мых минеральной смазкой. Верхний подшипник — опорно-упорный,
нижний — опорный. Система смазки циркуляционная. Уровень нат-
рия над колесом выбран минимально возможным с целью сокра-
щения длины насоса и размеров консоли. Слив натрия из заколес-
ной области осуществляется по трубе отвода протечек полным
сечением, чтобы не было захвата газа из бака насоса. Для сни-
жения температуры в области нижнего подшипника устанавлива-
ется холодильник. На крышке бака закреплена биологическая за-
щита. При такой схеме насоса масла поступает в натрий больше,
чем в предыдущих схемах, за счет его контакта с парами смазки.
Для уменьшения попадания масла в натрий применяют масло
с минимальной упругостью паров, а также^ специальные системы
отсоса паров масла.
182
Рис. 4.18. Насос с протечками
Основные характеристики погружных насосов реакторов БН-600
(первого и второго контуров соответственно):
Производительность, м8/с (м8/ч) .... *................ (2,7)9700 (2,22)8000
Напор, МПа ».............................................. 0,8	0,42
Температура перекачиваемого натрия, К (°C).............. 653	(380)	653 (380)
Частота вращения, об/мин.................................  1000	1000
Мощность двигателя, кВт................................... 3400	1500
КПД, %...................................................... 75	80
Насосы установки БН-600, обеспечивающие циркуляцию в
первом и втором контурах, — центробежные, герметичные, верти-
кального исполнения, погружные, со свободным уровнем теплоно-
сителя в корпусе, нижним гидростатическим подшипником и верх-
ним опорно-упорным подшипником скольжения. Привод насосов
у вертикального асинхронного электродвигателя — с фазным (или
у*
183
короткозамкнутым) ротором, с системой регулирования скорости.
Конструктивно оба насоса имеют аналогичные по назначению и
исполнению узлы.
Принципиально насосы отличаются параметрами, конструк-
цией проточной части, а также исполнением: насос первого кон-
тура— «заглубленный», встроенный в корпус реактора; насос
второго контура — «малозаглубленный», установлен индивидуально
на каждой петле.
Насос первого контура состоит из следующих узлов: торцевого
уплотнения вала по газу; верхнего опорно-упорного подшипнико-
вого узла; стояночного (ремонтного) уплотнения; вала в сборе;
корпуса с крышкой, защитой насоса в сборе и обечайкой в сборе;
нижнего гидростатического подшипника (ГСП); проточной части;
обратного клапана.
Торцевое уплотнение состоит из корпуса с неподвижными ра-
бочими кольцами и герметично посаженной на вал насоса обой-
мой, в которой установлены вращающиеся рабочие кольца с упру-
гими элементами. Пары трения образуют вместе с валом и непо-
движным корпусом замкнутый объем, в который подается запи-
рающая жидкость, создавая гидравлический затвор и препятствуя
выходу газа из корпуса насоса.
На насосах БН-600 торцевое уплотнение расположено ниже
верхнего подшипникового узла, что практически исключает воз-
можность попадания масла в натриевую полость, так как даже в
случае аварии уплотнения объема нижерасположенных полостей
стояночного уплотнения и ванны случайных протечек достаточно
для вмещения всего масла питания торцевого уплотнения.
Верхний подшипниковый узел состоит из упорного и направ-
ляющего подшипников. Упорный подшипник типа Митчела с оп-
тимальным расположением ребра качания, нереверсивный состоит
из подпятника и пяты. Подпятник имеет семь самоустанавливаю-
щихся сегментов, поверхность трения которых залита баббитом,
а опорой служит ребро качания. Нагрузка на подпятник переда-
ется через пяту, жестко сидящую на валу насоса. Поверхность
трения направляющего подшипника также залита баббитом. Сис-
тема смазки подшипников циркуляционная с охлаждением и филь-
трацией масла, выполнена в виде маслоблока на общей фунда-
ментной плите с расположенными на ней циркуляционным баком
с фильтром тонкой очистки, маслонасосами, холодильником, филь-
тром грубой очистки, арматурой и трубопроводами.
Стояночное уплотнение служит для отсечения полости насоса
при устранении неисправности или замене торцевого уплотнения.
Уплотняющим элементом является резиновая или фторопласто-
вая прокладка прямоугольного сечения, помещенная в подвиж-
ный фланец. Резиновая прокладка поднимается фланцем к опор-
ным поверхностям корпуса и втулки, сидящей на валу. Осевое
перемещение подвижного фланца осуществляется подачей газа
под давлением во внутреннюю полость сильфонов, закрепленных
на корпусе.
184
Вал насоса сварной из шести частей из стали 1X13 и Х18Н9.
Для облегчения и уменьшения передачи тепла на верхний под-,
шипниковый узел вал в средней части выполнен полым. Корпус
насоса является его силовой рамой, обеспечивающей прочность и
жесткость конструкции. Для снижения гамма- и нейтронного из-
лучения в корпусе размещается биологическая защита в виде
стальных графитовых плит с перекрытием щелей и зазоров во из-
бежание прямого прострела излучения. Водяной холодильник ва-
ла обеспечивает нормальные температурные условия работы верх-
него подшипникового узла. Гидростатический подшипник являет-
ся нижней направляющей опорой вала насоса. Подшипник—*
с двойным взаимообратным дросселированием, восьмикамерный,
внутренняя поверхность его наплавлена стеллитом ВЗК.
Проточная часть насоса состоит из рабочего колеса, напорного
коллектора с отводным устройством и всасывающего подвода.
Рабочее колесо цельнолитое из стали 1Х18Н12МЗЛ с двусторонним
выходом и лопатками двоякой кривизны. Напорный коллектор на-
соса с отводным устройством состоит из направляющего аппара-
та, отлитого из стали ЭП-302Л, и напорной камеры с четырьмя
отводящими вниз и затем объединенными в один сборный коллек-
тор трубами. Теплоноситель из бака насоса поступает во всасы-
вающий конфузор. Обратный клапан Ду 850 с гидроприводом
служит для обеспечения режима расхолаживания.
Насос второго контура состоит из выемной части и бака на-
соса. Выемная часть аналогично насосу первого контура вклю-
чает торцевое уплотнение вала по газу, верхний подшипниковый
узел, стояночное уплотнение, корпус насоса с крышкой и холо-
дильником вала, вал насоса, гидростатический подшипник и ра-
бочее колесо. Рабочее колесо закрытого типа с лопатками двоя-
кой кривизны, одностороннего всасывания. Колесо сварное из ли-
того диска с лопатками и покрывного диска.
Бак насоса является его корпусом, к которому крепится выем-
ная часть при помощи нажимного фланца и шпилек. Место разъема
герметизируется «усиковым» швом.
Натриевые насосы относятся к числу сложных энергетических
машин. Условия их работы в составе современных ядерных энер-
гетических установок предполагают максимальный ресурс, безот-
казность в работе в течение установленного срока службы, про-
стоту в обслуживании, доступность при ремонте.
Лучшей гарантией надежности рассматриваемых насосов яв-
ляется тщательная отработка опытных образцов на испытатель-
ных стендах. Методика отработки насосов включает гидравличе-
ские испытания моделей проточных насосов, испытания отдельных
узлов насосов (уплотнений вала, подшипников), опытных образ-
цов насосов на натрии.
Характер движения жидкости в проточных частях насосов изу-
чается на моделях. Масштаб моделирования от 1 :2 до 1:5. При
испытаниях определяются гидравлические мощностные и кавита-
ционные характеристики, а также составляющие КПД насоса,
185
гидравлические радиальные и осевые силы, действующие на коле-
со насоса, проверяются режимы работы гидростатических подшип-
ников, эффективность работы и потери мощности в различных
конструкциях успокоителей натрия внутри корпуса насоса.
Большое внимание уделяется испытаниям отдельных узлов в
аварийных режимах. Узлы уплотнения испытываются при прекра-
щении подачи охлаждающей воды, отключении питания маслом,
в режиме повышения давления газа во втором контуре.
Гидростатические подшипники испытываются при различных
скоростях (числах оборотов вала), перепадах давления на под-
шипнике, эксцентриситетах вала относительно втулки подшип-
ника.
Основная часть работ по отладке опытных образцов натрие-
вых насосов обычно проводится на водяных стендах, так как воз-
можен точный пересчет характеристик насосов с воды на натрий.
Испытания на воде состоят в отладке электропривода насоса, оп-
ределении механических и кавитационных характеристик насосов,
гидравлических осевых и радиальных сил, проверке работоспособ-
ности насоса в пусковых, переходных, аварийных режимах. По
результатам испытаний производится оценка работоспособности,
надежности насоса и соответствия его характеристик требуемым.
Основная задача испытаний опытных образцов насосов на нат-
рии— проверка тепловых режимов работы и узлов, ресурсной
надежности, изучение особенностей эксплуатации в натрии.
4.4.	Методы гидравлического расчета проточной части
лопастных насосов
Строгое решение задачи движения жидкости в проточной части лопастных
насосов невозможно из-за сложности трехмерного характера течения жидко-
сти, наличия большого количества границ (практически произвольной формы).
Поэтому при создании насосов широко используются методы инженерной гид-
равлики и гидромеханики, базирующиеся на основе накопления и обобщения
опыта в соответствии с теорией подобия, являющейся теорией научного экспе-
римента. Вместе с тем, начиная с работ Н. Е. Жуковского и до настоящего
времени, продолжаются попытки создания строгой математической теории ло-
пастных насосов, которые позволили бы правильно объяснить многие резуль-
таты экспериментальных исследований и достичь весьма хороших показателей
насосов. Об этом свидетельствует то, что КПД лучших современных центро-
бежных и осевых насосов достигает 90—93 %, что говорит о весьма совер-
шенной гидродинамике в проточной части насосов.
В инженерных расчетах наибольшее распространение получили два метода
расчета проточной части насосов — по струйной теории и моделирования, ос-
новы которых в применении к центробежным насосам излагаются ни?1е.
Основное уравнение турбомашин. Для анализа работы и получения основ-
ных расчетных зависимостей рассмотрим схему насоса с бесконечно большим
числом лопастей Z«oo. ,В этом случае (при условии осесимметричного подвода
и отвода) поток в рабочем колесе симметричен и относительная скорость ка-
сательна к поверхности лопасти. Следуя Л. Эйлеру, запишем теорему измене-
186
ния момента количества движения при w = const, согласно которой момент
внешних сил равен изменению момента количества движения в контрольных
сечениях 1—1 и 2—2, т. е. M=pQ(r2C«2—nC«i), на что затрачивается мощ-
ность Nn=pgQHthoo, где Hthoo=(u2Cu2—ulCui)lg — теоретический напор при
бесконечном числе лопаток; Q — секундная объемная подача.
Из-за того что в рабочем колесе число лопаток конечно, фактический напор
отличается от определяемого по формуле Hth = ]iHthoot где jul — поправка на
конечное число лопаток.
Как правило, ц<1, однако вопрос определения ц даже для расчетного
режима представляет сложную задачу, и в инженерной практике р, определя-
ется одним из приближенных методов, наиболее распространенными из кото-
рых являются методы Стодолы, Пфлейдерера и др. Для частных случаев, ког-
да лопасти очерчены по логарифмической спирали, получены точные решения.
Согласно Стодоле
Н th .	^2	. л
	=1 — ~с-7«пР2.
п thoo--------------^и2оо Z
По Пфлейдереру th/Hth == 1/(1+р), где р=фг22/(75) (величина ф— по-
г2
луэмпирический коэффициент); S=J rdl — статический момент средней линии
Г1
тока лопасти в меридиональном сечении.
На практике в ряде случаев наблюдаются значительные отклонения зна-
чения р от определенных по вышеприведенным зависимостям, что часто явля-
ется причиной применения этих зависимостей за пределами исследованного диа-
пазона. В то же время в конструкциях, повторяющих проверенные практикой
решения, получается достаточно хорошее совпадение расчета с экспериментом.
Таким образом, с учетом конечного числа лопастей выражение теорети-
ческого напора центробежного насоса получает вид Hth = (а2Си*—щСи у
/[£(1+Р)Ь
Так как Си^и2—k2Cm zckg$2, то, если закрутка перед колесом отсутствует
(CUj = 0), теоретический напор будет
и2 (и2 — k2Cms ctg р2)
Hth= g(l+p) ‘	(4Л>
Анализируя выражение (4.1), видим, что в зависимости от 02 характер
зависимости Hth от Q2 будет различным: при 02 = 9О° Hth не зависит от по-
дачи, при р2<90° Hth падает с ростом подачи (колеса насосного типа с лопа-
стями, загнутыми назад), при р2>90° Hth растет с ростом подачи (колеса с ло-
пастями, загнутыми вперед).
С точки зрения достижения максимального напора при минимальных диа-
метрах колеса наиболее предпочтительны колеса с лопастями, загнутыми впе-
ред. Однако экономически такие насосы невыгодны, так как имеют значительно
более низкий КПД, чем с лопастями, загнутыми назад, из-за увеличения потерь
в колесе и особенно в отводе, поэтому чаще применяют насосы с лопастями,
загнутыми назад, с углами выхода р2 от 14 до 60°.
Коэффициент быстроходности — один из важнейших критериев, характе-
ризующих геометрию лопастной системы насосов. Теория гидростатического
подобия и размерностей позволяет установить соотношения, по которым, зная
характеристики одного лопастного насоса, можно получить характеристики
187
Рис. 4.19. Типы лопастных колес
другого, геометрически подобного первому, работающему на других оборотах.
Для точного выполнения этих соотношений необходимо выполнение геомет-
рического (подобие геометрии вплоть до относительной шероховатости омы-
ваемых поверхностей), кинематического (подобие скоростей в сходственных
точках) и динамического (подобие сил) подобия. Когда все эти условия вы-
полняются, используют уравнения, связывающие параметры геометрически по-
добных насосов:
(4.2)
Для сравнения насосов в практике насосостроения используют так называемый
коэффициент быстроходности
и5= 3,65га у Q /Я0’75,
(4.3)
который является числом оборотов в минуту эталонного насоса, работающего
на воде с полезной мощностью 736 Вт, при напоре 1 м, при максимальном
значении КПД.
Рассматривая выражение (4.3), видим, что при данном числе оборотов уве-
личение подачи и уменьшение напора ведет к увеличению коэффициента быст-
роходности. Так как напор насоса пропорционален и22 — (лР/60)2, то при уве-
личении быстроходности выходной диаметр увеличивается, потому что его раз-
мер зависит лишь от подачи. Если рассматривать размеры колес, работаю-
щих на постоянных оборотах, в зависимости от коэффициента быстроходности,
то они будут иметь вид, приведенный на рис. 4.19.
Таким образом, коэффициент быстроходности определяет основны! соот-
ношения размеров рабочих колес насосов. Зная коэффициент быстроходности^
можно оценить и значение КПД насоса. Значение общего КПД для лучших
образцов насосов представляет собой практически непрерывную зависимость,,
приведенную по данным М. Д. Айзенштейна на рис. 4.20, откуда видна наи-
более предпочтительная область применения центробежных насосов.
188
Рис. 4.20. Зависимость КПД
от П8
Рис. 4.21. Зависимость IFi/IFj
от ns
Потери в насосах. Действительная мощность, требуемая насосом, больше*
полезной на значение потерь энергии в проточной части.
Различают три основных вида потерь — гидравлические, объемные и ме-
ханические. Следует подчеркнуть, что это деление довольно условно, так как
в действительности все эти потери взаимосвязаны и оказывают влияние друг
на друга. Однако такая условность позволяет сравнивать экономически раз-
личные типы лопастных насосов и позволила объяснить теоретические причины
изменения КПД насосов с изменением ns.
Гидравлические потери возникают из-за наличия трения в каналах проточ-
ной части и для идеально спроектированной лопастной системы насоса зависят
от числа Re и относительной шероховатости. По аналогии с движением в тру-
бах при автомодельном течении они фактически зависят лишь от относительной
шероховатости и, как показал А. А. Ломакин, могут достаточно хорошо оце-
ниваться в широком диапазоне ns по формуле
Лг = 1 ~ 0,42/(lg Ршр - 0,172)2,	(4.4)
а фактический напор насоса Н—НР1х\г.
Объемные потери возникают из-за того, что вращение рабочего колеса (на
входе и выходе которого имеются зоны с разным давлением) осуществляется в
неподвижном корпусе, следовательно, с зазорами по лабиринтным уплотне-
ниям, поэтому с нагнетания на всасывание происходит перетечка части жидко-
сти, проходящей через рабочее колесо. Вследствие этого подача колеса больше
подачи насоса и может определяться так: 01 = <2/Лоб. Для выбора т]Об можно
пользоваться соотношением l/-q06 = 14-0,68
Наконец, механические потери дискового трения возникают из-за трения дис-
ков колеса о воду, на что также расходуется дополнительно мощность.
Значение механического КПД определяется как отношение гидравлической
О н
мощности Nr= —-----------pg ко всей затраченной /V3=/Vr4-^.TP, где т]Мех =
Лоб Л г
189
е=/Уг/(/Уг+7Уд.тр), а величина суммарного КПД насоса определяется произве-
дением 'П=='Пг'ПобТ|м.
Анализ составляющих КПД показывает, что их увеличение, а соответст-
венно и увеличение общего КПД, может быть получено за счет повышения
•чистоты отработки поверхностей, обтекаемых потоком (т)г и т)м), а также уве-
личения т)об. Последнее можно получить, используя в качестве лабиринтных
уплотнений достижения в уплотнительной технике вращающихся валов (уплот-
нения с плавающими, кольцами и торцевые уплотнения). Разделение состав-
ляющих КПД в функции от па приведено на рис. 4.21, откуда видно, что при-
чины уменьшения общего КПД с уменьшением па лежат прежде всего в
уменьшении т]м и т)Об, а затем уже в уменьшении т)г.
Определение основных размеров рабочего колеса насоса по струйной тео-
рии. Исходными данными для расчета являются заданные значения подачи
Q, м3/с, напора Я, м, и частоты вращения п, об/мин.
Прежде всего по заданным значениям параметров определяется коэффи-
циент быстроходности ns=3,65/г"|/07Я °’75, который предопределяет тип насо-
са. Если п8<40, то следует рассмотреть целесообразность применения центро-
бежного одноступенчатого насоса либо переходить на насосы вихревые или
проектировать многоступенчатые, если напор на ступень превышает 200 м.
Наиболее рациональная область применения центробежных насосов
80^па<300. В этой области параметров центробежные насосы имеют неоспо-
римые преимущества перед другими типами насосов. Если па>300, то целесо-
образно применять двух- или более поточную схему насоса или же при
ла>450 переходить на схему осевого насоса.
После выбора типа насоса и количества ступеней определяют параметры
насосной ступени: QCt = Q/£; Ятс=Я//, где k — количество потоков в насосе;
I — число ступеней в потоке.
Для расчета колеса принимают Q1 с учетом объемных потерь в насосе
Q=Q/r)o6, где т]об — объемный коэффициент полезного действия: 1/1106 =
= 1 + 0,68 п'*,
9	д
Значение т)г находят по формуле (4.4), а затем определяют теоретический
напор насоса Я*л=Я/т]г.
Если рабочее колесо консольно, то диаметр входа, мм, определяется по
з ______________________
«формуле Z>o= (4-7-4,5) 10у Q-Jn , если же имеется проходной вал, то
О0 =К«вТ+[(4-4,5) 10	]2.
Выходные элементы рабочего колеса проектируются таким образом, чтобы
обеспечить необходимый напор и устойчивый безотрывный поток в каналах,
для чего необходимо соблюдать определенные соотношения относительных ско-
ростей потока на входе и выходе. При проектировании новых насосов, не
имеющих себе подобных, отношение скоростей на входе в выходе	стре-
мятся сделать равным единице. По данным анализа колес, имеющих высокие
КПД, верхний предел этого отношения составляет 1,4—1,5 (рис. 4.21).
Определение выходных элементов колеса проводят по основному уравне-
нию напора Эйлера, однако, как следует из этого уравнения, однозначно нель-
зя определить диаметр, угол выхода, ширину колеса) на выходе и число лопа-
стей, поэтому правильное определение этих величин во многом зависит от опыта
190
Рис. 4.22. Зависимость расчетных
коэффициентов Кв2 (ордината сле-
ва) и Кь z (ордината справа) от ns
Н, м ст. ж.
100
00
80
70
60
50
Рис. 4.23. Характеристики насоса
4К-6:
экспериментальные: 1 — £>2=272 мм; 2 —
£>2=250 мм; расчетные: £>2=250 мм; 3 —
по предлагаемой зависимости; 4 — по ме-
тоду Степанова; 5 — по методу Бержерона
проектировщика, его эрудированности и интуиции, однако для большей опре-
деленности можно рекомендовать следующие соотношения, показавшие себя
на практике: для ns = 60-M00 &2«Z)02/4Z)2; для /г$>100	(ns/l0'0)5/6•
Углы выхода лопастей следует выбирать таким образом, чтобы выполня-
лось оптимальное отношение	приведенное по данным рис. 4.21 в функ-
ции от п8.
Для обеспечения минимума потерь рекомендуют следующие значения:
ns.............. 100	100	200	300
Р2 ............. 30—36 25—30 20—22 15—20
Однако следует заметить, что однозначных рекомендаций до сегодняшнего
дня нет; например А. И. Степанов рекомендует независимо от п8 принимать
постоянный угол выхода р2=22°, а число лопастей Z=p2/3.
Описание профилирования меридионального сечения рабочего колеса и
межлопастного канала подробно приведено в соответствующих пособиях по на-
сосам, поэтому здесь не рассматривается.
Определение основных размеров рабочих колес по методу подобия. На
начальных стадиях проектирования насоса нобходимо быстро оценить его га-
бариты, чтобы правильно выбрать конструктивную схему. Приняв в качестве
определяющего параметра коэффициент быстроходности ns, после системати-
зации размеров лучших насосов оказалось возможным представить основные
геометрические размеры колеса в функции от ns. Это позволяет достаточно
точно определить габариты рабочего колеса. Обычно в литературе по насосам
даются графические зависимости. Так, М. Д. Айзенштейн приводит зависи-
мости ^|do, kD*, kb, kb2 в функции от п3. Зная некоторые соответствующие
размеры колеса, например Р2, можно определить А=^р2“|/я /л. Указанные
зависимости приведены на рис. 4.22. Имея эти зависимости, можно быстро
определить основные размеры меридионального сечения колеса.
191
Рис. 4.24. Характеристики насоса 6К-8:
экспериментальные: 1 — £>2 = 328 мм; 2 —
£>2=275 мм; расчетные: £>2=275 мм; 3 — по
предлагаемой зависимости; 4 — по методу
Степанова; 5 — по методу Бержерона
Аналогичные зависимости были по-
строены и для спиральных отводов и
подводов. Характерными размерами яв-
ляются: диаметр начальной окружности*,
коэффициент скорости расчетного сече-
ния и др.
Несмотря на то что приведенная
выше методика дает довольно точное
представление о геометрии насоса, она
имеет много недостатков: не позволяет
определить форму характеристик Q—Н, Q—N, Q—&hy которые необходима
знать для анализа возможных режимов работы насоса в контуре; требует
выполнения большого комплекса расчетно-конструкторских работ по профили-
рованию лопастной системы рабочего колеса и проточной части корпуса на-
соса.
Расчет лопастных насосов методом моделирования. Чрезвычайно широкое
распространение в насосостроении получил метод моделирования, основанный
на теории подобия и размерностей и дающий наилучшую сходимость с экспе-
риментом.
Метод используется при создании насосов, работающих на отличных от
известных частотах, или имеющих другие размеры, а также при отработке на
моделях совершенно новых типов насосов. Его можно применять для любых
типов лопастных насосов: центробежных, осевых, лабиринтных, вихревых и.др..
Рассмотрим сущность метода. При выполнении геометрического, кинемати-
ческого и динамического подобия для режимов с одинаковыми ns параметры
одного лопастного насоса могут быть выражены через параметры другого па
формулам подобия (4.2). Поэтому расчет проводят в следующей последова-
тельности.
1.	По заданным на ступень Qiw, Н, п определяют коэффициент быстроход-
ности /г3 = 3,68п	>75.
2.	Подбирают модель, имеющую в точке максимального КПД близкое ns<,
В качестве моделей следует принимать рабочие органы насосов с высокими
энергетическими и кавитационными показателями (источником моделей явля-
ются каталоги по насосам). Абсолютно точно подобрать модель с nsM в точке
максимума КПД, равным nSH, в большинстве случаев невозможно, но, учиты-
вая, что изменение КПД в диапазоне ±10 % номинального значения весьма
мало, подбирают модель, удовлетворяющую этому условию.
Определяют параметры модели в точке с nSM = nsH и затем коэффициент
моделирования либо по формуле
либо по формуле
— ("мМн) У#н/ЯМ ,
— У	•
(4.5)
(4.6)
192
Равенство коэффициентов X по формулам (4.5) и (4.6) означает правиль-
ность определения коэффициента моделирования.
3.	Определяют по формулам (4.2) коэффициенты пересчета параметров на-
соса с модели на натуру и по известным характеристикам модели строят ха-
рактеристики натуры.
Отклонения от точного моделирования. Приведенная выше методика на-
дежна, относительно проста, но практически не осуществляется вследствие трех
основных факторов:
1. Не удается точное геометрическое подобие из-за невозможности выпол-
нения равенства относительной шероховатости Д//)г омываемых поверхностей.
2. В большинстве случаев не достигается равенства чисел натуры и моде-
ли. Равенство чисел Re требует либо изменения скорости обратно пропорцио-
нально размерам, либо соответствующего изменения кинематической вязкости.
х 3. Не удается обеспечить сохранение относительных зазоров в уплотнениях
рабочего колеса: на больших размерах s/D. меньше, а на малых sjD больше.
Первые два фактора приводят к тому, что значения гидравлического КПД
натуры и модели различны из-за различных коэффициентов трения, зависящих,
так же как и при движении в трубах, от Д/Dr и Re. Однако при Re больше
некоторых значений и при получении ламинарного подслоя больше Rerp это из-
менение весьма незначительное и в большинстве случаев не учитывается.
В общем случае первые два фактора приводят к тому, что выражение на-
пора натурного насоса в формуле (4.2) получает вид
ня = м(—У —//м.
Неравенство коэффициентов гидравлического сопротивления и относитель-
ных зазоров в уплотнениях рабочих колес натуры и модели приводит к раз-
личным объемным потерям, и подачу натурного насоса приходится вычислять
по формуле
п 13 пнЛобн п
Qh = № ---------Qm-
^мЛобм
Так как потери на дисковое трение зависят от Д/Рг, то меняется и доля
механических потерь дискового трения. Требуемая насосу мощность может быть
определена как
tfH = X5pL.yj!HM Wm
\ ^m J Лмм Тм
Полученные соотношения, несмотря на упрощенность предпосылок, дают
хорошие результаты и широко применяются в инженерных расчетах.
Влияние изменения геометрии выхода рабочего колеса на характеристики
центробежного насоса. При доводке энергетических характеристик центробеж-
ных насосов широкое применение находят способы изменения их за счет изме-
нения ширины или диаметра выхода колеса, а также угла выхода лопастей.
При изменении наружного диаметра колеса расчетное определение характе-
ристик насоса после подрезки обычно проводят по методу Степанова или Бер-
жерона. Однако во многих случаях получают различные результаты, которые
не всегда сходятся с экспериментом.
193
Рекомендуется определять характеристики насосов после обточки по за-
висимостям
(4.7)
где k — эмпирический коэффициент, зависящий от отношения D^/D^n быстроход-
ности насоса.
По методу Бержерона характеристики после обточки определяются по зави-
симостям
Q = (D2/Ds)2Q; Н = (D'2/D2y Н.	(4.8)
Иногда рекомендуется расчет характеристик проводить по зависимостям
Q' = (D2/D2) Q; Н = (D^/D,)2 Я.	(4.9)
При этом обточку рекомендуется проводить не до D2i а меньше на Д29=
~k(D2—D2), где k —некоторый коэффициент, зависящий от ns.
При изменении ширины выхода рабочего колеса для определения характе-
ристик насоса рекомендуются следующие зависимости:
Q' = Q Ь2/Ь2 ;	=	.	(4.10)
Предлагается метод теоретического определения энергетических характе-
ристик центробежного насоса при изменении геометрии выхода колеса по из-
в стным энергетическим характеристикам исходного колеса.
Напор рабочего колеса при отсутствии закрутки на входе с учетом поправ-
ки на конечное число лопастей определяется из уравнения Эйлера
н = «2 («2 — ctg ₽а)
g(l +P) ’
(4.H)
где u2 и cm*— окружная и меридиональная скорости на выходе колеса; k2 —
коэффициент загромождения; рг— угол выхода лопастей; т)г — гидравлический
КПД; р — коэффициент мощности.
При изменении геометрии выхода колеса могут меняться величины u2i k2t
ст^ ctg р2, Р, Лг. Величины «2*»	^2'» ctg 02', после изменения геометрии вы-
хода рабочего колеса определяются по измененной геометрии выхода. Коэффи-
циент уменьшения мощности из-за конечного числа лопастей р определяют
обычно по полуэмпирическим соотношениям Пфлейдерера, Проскуры или дру-
гим, которые можно привести к виду
(4.12}
где ф=Д (1+sin Рг); А — некоторый коэффициент, зависящий от геометрии ло-
пастей, который можно считать постоянным при изменении геометрии выхода;
S1
J rds — статический момент средней линии тока меридионального сечения ко-
S1
леса от входной кромки лопасти колеса до выходно^й; z — число лопастей ра-
бочего колеса.
194
«2
При изменении геометрии выхода вследствие изменения р2, г2 и j rds
st
меняется и р'.
Если величина р до изменения геометрии выхода рабочего колеса извест-
на, то в соответствии с формулой (4.12) на той же подаче р1 можно получить
по формуле
р' = Р
1 + sin р'
&
1 + sin ₽2
(4.13)
Для насосов средней и низкой быстроходностей {па < 200)
.2	2г2
• 2	2
—5  —о--------------7“ и Ф°РмУла (4-13) приобретает вид
frds	Г2~ Г1
Si
1 + sin Po /	— r?
1	* £	12 Z *
p,=p i+sinp2
(4.14)
Величина p насоса в исходном состоянии может быть определена из гид-
равлической мощности насоса Nr
(Q + <7пр) v«2 («2 — Ctg р2)
Р =----------------162^--------------------Е	<4Л5>
Пренебрегая изменением т)г, получаем выражение для определения напора
насоса после изменения геометрии выхода рабочего колеса
*2 («2 — k2 cmt cfg Р2) (Q + <?пр) Т«2
M2102gAfr
(Q + to) 7^2 («2 — &2 ctg р2)
102g2Vr
1 + sin Pg
1 + sin Р2
(4.16)
Если р = pr t то
W2 (w2	^2 ст2	Р2)
и2 (w2	^ст2 ctg Ра)
(4.17)
Анализ выражения (4.17) показывает, что если колесо спроектировано так,,
что p2=const и D'2bf2=D2b2, то при Q'=Q(D2'/D2) Н'=Н (D2'/D)2.
Если же p2=const и 62=const, то при Q'=Q(D2'/D2)2 Н'—ЩрЛйд*, т. е.
эти зависимости являются частными случаями общей зависимости (4.16), кото-
рая является универсальной для определения напора насоса при обточке и
наращивании колеса, запиловке лопастей и изменении ширины выхода колеса.
19S
Определение характеристик насоса после изменения геометрии выхода ко-
леса по предлагаемой зависимости (4.16), а также по формулам (4.7) и (4.8)
проводилось для ряда насосов, серийно выпускаемых промышленностью; ре-
зультаты расчета сравнивались с экспериментами.
На рис. 4.23, 4.24 приведены для сравнения экспериментальные характе-
ристики насосов 4К-6, 6К-8 для исходного и подрезанного наружного диамет-
ров колеса, а также расчетные характеристики по предлагаемой зависимости
(4.17), формулам (4.7) и (4.8). Анализ показывает, что расчет характеристик
по предлагаемой зависимости (4.17) дает лучшую сходимость с эксперимен-
том, что позволяет рекомендовать ее при экспериментальной доводке центро-
бежных насосов.
4.5. Газодувные машины АЭС
Газодувная машина предназначена для осуществления цирку-
ляции теплоносителя. Исходя из ее назначения и особенностей
эксплуатации газовых реакторов к газодувкой машине предъяв-
ляются следующие требования. Она должна иметь определенную
степень сжатия при номинальной объемной производительности;
нормально работать в заданном интервале по производительности;
исключать возможность утечки теплоносителя из контура и не до-
пускать натечки в контур атмосферного воздуха; не загрязнять
контур посторонними примесями (смазочно-охлаждающими жид-
костями, продуктами износа вращающихся частей и др.); быть
ремонтопригодной с учетом реального расположения, доступности
и радиационной обстановки при ремонте и не требовать местного
обслуживания, так как она размещается в помещениях, недоступ-
ных для посещения при работе реактора.
В табл. 4.1 приведены характеристики некоторых газодувных
машин, применяемых на различных АЭС.
Таблица 4.1. Основные характеристики газодувных машин
Характеристика	« Хинкли- Пойнт» (Англия)	«Форт-Сент- Врейн» (США)	«Фултон» (США)	ВГ-400 (СССР)
Электрическая мощность реактора, МВт	625	330	1160	400
Производительность, м3/с	13,15	31,45	60,45	24,6
Напор, МПа	0,298	0,098	0,141	0,125
Температура газа на входе, °C	570	670	580	610
Давление газа, МПа	4,3	5	5	5
Мощность привода, кВт	4600	3880	10810	4260
Тип привода	Встроенный,	Встроенный,	Встроенный,	Встроенный,
	электро-	паровая	паровая	электро-
	двигатель	турбина	турбина	двигатель
Частота вращения, об/мин	2970	9550	6750	5600
Исполнение	Горизон-	Вертикально	Вертикально	Вертикально
	тально	снизу )	сверху	снизу
196
По типу проточной части, применяются осевые и. „центробеж-
ные газодувные машины.
В качестве привода для газодувной машины используются
электродвигатели или турбоприводы. Привод может быть как вы-
носным, так и встроенным. Тип привода оказывает наиболее су-
щественное влияние на конструкцию газодувной машины. Кроме
того, на конструкцию газодувки влияют также требуемый напор
и компоновка в реакторе.
В случае применения выносного привода газодувка соединя-
ется с ним с помощью муфты. В случае встроенного привода ра-
бочие органы газодувки и привода крепятся на общем валу и
размещаются в общем корпусе, что позволяет создать герметич-
ную газодувную машину.
Применение выносных приводов требует наличия в конструк-
ции газодувки специальной сложной системы уплотнения вала, вы-
ходящего в атмосферу, которое должно надежно герметизировать
газовый контур во всех режимах работы реактора и газодувки,
предотвращая как утечки теплоносителя, так и натекание в контур
атмосферного воздуха. Условия работы выносного привода более
благоприятны, чем встроенного. Применение выносных приводов
оправдано при больших мощностях газодувных машин (более
8 МВт).	1
По расположению существуют три типа газодувок: горизон-
тальное, вертикальное снизу реактора и вертикальное сверху ре-
актора (рис. 4.25). Во всех случаях газодувку желательно разме-
щать на «холодной» ветке, т. е. после теплообменного аппарата
(парогенератора или технологического теплообменника).
Вертикальное расположение газодувки снизу реактора менее
опасно с точки зрения загрязнения контура смазочно-охлаждаю-
щей жидкостью с газодувки. Вместе с тем такое расположение
усложняет монтаж и демонтаж газодувной машины. При верти-
кальном расположении газодувной машины сверху реактора созда-
ются благоприятные условия для монтажа и демонтажа, но воз-
никает повышенная опасность загрязнения контура смазочно-ох-
лаждающими жидкостями из газодувок.
Выбор варианта расположения газодувной машины определя-
ется в основном соображениями компоновки реактора.
Газодувки для газовых реакторов — быстроходные машины.
Исходя из габаритных ограничений и условий обеспечения высо-
кого КПД следует признать, что нижний предел по частоте вра-
щения находится в районе 3000 об/мин. При такой частоте вра-
щения габариты газодувных машин достигают больших значений
(диаметр рабочего колеса около 1,5 м). Предел частоты враще-
ния ограничивается прочностью вращающихся частей. В случае
применения электропривода верхний предел по частоте ограничен
значением 6000 об/мин. Для турбопривода верхний предел по ча-
стоте вращения находится в области 9000 об/мин.
Газодувная машина со встроенным электродвигателем. Конст-
руктивная схема газодувной машины со встроенным электродви-
497
Рис. 4.25. Варианты расположения газодувок:
а — горизонтальное; б — вертикальное внизу реактора; в — вертикальное сбоку; 1 — актив-
ная зона; 2 — парогенератор; 3 — газодувка
гателем представлена на рис. 4.26. В конструкции используется
асинхронный электродвигатель с короткозамкнутым ротором. Га-
зодувка и двигатель размещены в общем герметичном корпусе.
Отвод тепла от электродвигателя осуществляется путем вентиля-
ции его газом, заполняющим корпус. С помощью импеллеров газ
продувается через ротор и статор и нагретый поступает в холо-
дильник, где охлаждается водой, циркулирующей по трубам холо-
дильника.
Подвод питания к электродвигателю осуществляется через спе-
циальные гермовводы. Подшипники смазываются минеральным
маслом.
Встроенный электродвигатель позволяет исключить уплотне-
ние вращающегося вала и обеспечить надежную герметизацию
газодувки только по неподвижным разъемам.
При создании газодувки со встроенным электроприводом сле-
дует учитывать ограниченность предела его применимости. Для
асинхронных двигателей с массивным ротором предел применимо-
сти (произведение мощности, кВт, на частбДу вращения, об/мин)
не должен превышать (35 + 40)106, Для исключения засорения
198
Контура парами смазки преду-
смотрено буферное уплотнение
вала, разобщающее полость дви-
гателя и протонную часть газо-
дувки.
Принцип действия буферного
уплотнения вала заключается в
следующем. В буферную камеру
между лабиринтами специаль-
ным компрессором системы очи-
стки подается чистый теплоноси-
тель с давлением, несколько пре-
вышающим давление теплоноси-
теля в циркуляционном контуре.
Часть этого теплоносителя через
лабиринт поступает в контур,
а другая часть — через лабиринт
в полость двигателя, а оттуда
проходит в систему очистки. Из
реактора также осуществляется
постоянный отвод теплоносителя
на очистку, что предотвращает
повышение давления в контуре
из-за протечек теплоносителя
через лабиринт. С целью умень-
Рис. 4.26. Электрогазодувка
шения количества паров смазки
следует применять смазку с низкой упругостью пара.
Возможность применения для газодувки со встроенным элект-
родвигателем подшипников, смазываемых водой, весьма трудна
из-за отрицательного воздействия воды и ее паров на электроизо-
ляционные материалы.
На рис. 4.27 приведена схема обслуживающих систем одной га-
зодувкой машины со встроенным электроприводом, у которого под-
шипники смазываются маслом (без системы электропитания). По-
скольку реактор имеет несколько газодувок, то система смазки
подшипников может быть либо централизованной, либо авто-
номной.
Подача охлаждающей воды во все газодувки осуществляется
от общей системы.
Газодувная машина со встроенной паровой турбиной. Эта га-
зодувка имеет гидродинамические подшипники, смазываемые во-
дой (рис. 4.28). Циркуляция воды через подшипники осуществля-
ется с помощью специальных насосов. С помощью воды, подавае-
мой в подшипники, создается гидрозатвор, препятствующий попа-
данию теплоносителя в паровую полость. Для создания гидроза-
твора в газодувке имеется специальное уплотнение.
Газодувка снабжена также буферным уплотнением для пред-
отвращения попадания паров воды в циркуляционный контур. Сис-
тема подачи воды в подшипники может быть как централизован-
но
Рис. 4.27. Схема обслуживающих систем электрогазодувки:
1 — подвод охлаждающей воды; 2 — отвод охлаждающей воды; 3 — слив масла из газо-
дувки; 4 — соединение по газу; 5 — подача масла в газодувку; 6 — расходомер; 7 — систе-
ма очистки гелия буферных уплотнений; 8 —- фильтр тонкой очистки; 9 — маслонасос;
10 —- фильтр грубой очистки; 11 — байпас маслонасоса; 12 — циркуляционный бак; 13 —
холодильник масла
ной, так и автономной. В случае прекращения подачи в подшип-
ники (например, из-за обеспечения всех насосов подачи) по соот-
ветствующему сигналу прекращается подача пара на турбину га-
зодувки, и она переходит в режим выбега. В режиме выбега по-
дача воды в подшипники осуществляется из баллонов аварийного
питания за счет выдавливания ее сжатым газом.
Прочность вращающихся частей турбогазодувки должна быть
рассчитана с учетом максимально возможного числа оборотов при
аварийных ситуациях (например, при разрыве паропровода, отво-
дящего пар от турбины).
Газодувка с выносным приводом (рис. 4.29). В качеству при-
вода использован электродвигатель. Вал газодувки соединен с ва-
лом двигателя с помощью муфты. Газодувка имеет два опорных
подшипника и двусторонний упорный пошипник. Смазка подшип-
ников осуществляется минеральным маслом, подаваемым специ-
альным насосом системы смазки. Для предотвращения попадания
паров масла в гелиевый контур непосредственно за рабочим коле-
200
Рис. 4.28. Газодувка с паровой турбиной
сом установлено буферное уплотнение, в которое подается чистый
гелий.
По условиям работы в различных типах газодувок могут при-
меняться следующие типы подшипников: гидродинамические под-
шипники скольжения, смазываемые минеральными маслами; гид-
родинамические подшипники скольжения, смазываемые водой; гид-
ростатические, газостатические.
Подшипники скольжения различного типа, смазываемые мине-
ральными маслами, широко известны в технике, обладают высо-
кой надежностью и долговечностью. Вместе с тем применительно
к использованию в газодувках они обладают рядом недостатков:
значительные механические потери при больших частотах враще-
ния (до 10% полезной мощности газодувок); возможный перенос
паров масла в контур теплоносителя; недостаточная радиацион-
ная стойкость распространенных сортов масел; отсутствие грузо-
подъемности при низких частотах вращения и остановке.
Уменьшить опасность переноса масляных паров можно сниже-
нием его температуры путем соответствующего охлаждения под-
шипников, а также применением специальных сортов масел с низ-
кой упругостью паров.
8 Зак. 1986
201
Газодувка с выносным
Рис,
приводом
На рис. 4.30 представлена га-
зодувка высокотемпературного
газового реактора AVR, постро-
енного в Юлихе (ФРГ) и нахо-
дящегося в эксплуатации с
1967 г. Электрическая мощность
реактора 15 МВт, температура
гелия на выходе 850 °C. По сво-
ему типу эта газодувка отно-
сится к герметичным машинам со
встроенным электроприводом.
Расположение на реакторе го-
ризонтальное. Перекачиваемый
газ — гелий или смесь Не
(22%) — Ne (78%).
Основные характеристики га-
зодувки: объемный расход (но-
минальный) 6,65 м3/с; давление на
входе 1 МПа; напор 0,007 МПа;
частота вращения 3500 об/мин;
мощность электродвигателя
77 кВт; температура газа на вхо-
де 200 °C.
Ротор электродвигателя вра-
щается в подшипниках скольже-
ния. Подшипники смазываются
маслом через циркуляционную
систему смазки. Рабочее колесо
закреплено консольно. Непосред-
ственно за рабочим колесом уста-
новлено лабиринтное уплотнение,
к которому подводится запираю-
щий газ. Это уплотнение служит! для предотвращения попадания
масла в контур реактора. Аналогичные уплотнение защищают по-
лости подшипников и предотвращают распространение паров мас-
ла в корпусе газодувки. Газодувка имеет страховочный кожух.
На рис, 4.31 представлена газодувка высокотемпературного га-
зового реактора АЭС Форт-Сент-Врейн (США) электрической
мощностью 330 МВт. Температура гелия на выходе из реактора
775 °C. Эксплуатация станции началась в 1973 г.
Основные характеристики газодувки: массовая производитель-
ность 109,7 кг/с; давление на входе 4,71 МПа; напор 0,098 МПа;
частота вращения 9550 об/мин; температура газа на вход^ 400°С;
мощность привода 4100 кВт.
Главный привод газодувки — встроенная паровая турбина.
Кроме того, имеется вспомогательный привод — ковшовая гидро-
турбина. Газодувка расположена вертикально и подвешена с по-
мощью конической крышки к днищу корпуса реактора за корпус.
Паровая турбина включается в линию высокого давления после-
202
Рис. 4.30. Газодувка реактора AVR
Рис. 4.31. Газодувка реактора Форт-Сент:Врейн
8*	203
4-	•»
довательно с основным турбогенератором АЭС. Вспомогательный
привод служит для вращения газодувки при отсутствии пара или
при расхолаживании реактора. Вода на гидротурбину подается из
системы питательной воды. Вал вращается на двух опорных под-
шипниках, осевые усилия воспринимаются упорными подшипни-
ками. Подшипники смазываются водой под давлением, подводи-
мой через патрубок.
За рабочим колесом установлено лабиринтное уплотнение с
надувом очищенным гелием. Часть запирающего гелия попадает
в контур реактора, а другая смешивается с водой. Смесь воды и
гелия поступает на разделение, а затем вода и гелий поступают
в соответствующие системы. Со стороны паровой турбины распо-
ложено уплотнение лабиринтного типа. Проходя это уплотнение,
пар смешивается с водой, вытекающей из нижнего опорного под-
шипника.
Сравнение электро- и турбогазодувок. Сравнение конструкций
газодувок, состава обслуживающих систем и эксплуатационных
характеристик газодувок с турбо- и электроприводами показывает
следующее: обслуживающие системы турбогазодувок сложнее; тур-
богазодувки должны иметь вспомогательный привод (электродви-
гатель или водяную турбину), чего не требует электрогазодувка;
стоимость турбогазодувки с обслуживающими системами больше,
чем электрогазодувки (примерно в 2 раза).
Однако этот анализ не позволяет сделать однозначный выбор
в пользу газодувок с электроприводом во всех случаях. Турбо-
привод имеет и свои преимущества. Применение турбопривода
позволяет сделать более быстроходную газодувку, следовательно,
сократить ее диаметральные размеры.
Поэтому выбор типа газодувки может быть осуществлен толь-
ко после тщательного технико-экономического анализа возможных
вариантов газодувки и влияния выбранного варианта на технико-
экономические характеристики АЭС.
Ниже приведены данные по обоим типам газодувок, которые
наглядно демонстрируют преимущества электрогазодувок (второй
столбец); применение турбогазодувок (первый столбец) целесо-
образно только в случае невозможности создания электропривода
по каким-либо причинам.
Производительность, кг/с.................................................................... 139 139
Частота вращения, об/с.................................... 6000 6000
Напор, МПа................................................ 0,12 0,12
Мощность полезная, кВт.................................... 4400 4400
КПД проточной части, %.................................... 81,5 81,5
КПД газодувки, % . .............................................................................. 76,5 73
Диаметр колеса (наружный), мм. . . -...................... 1135 1135
Масса газодувки, .......................................... 26 25
Масса обслуживающих систем, т • « • *..................... 50 30
Стоимость (в относительных единицах)!
газодувки с обслуживающими системами.................. 2,04 1
собственно газодувки...................................)................................ 0,804 0,61
системы регулирования частоты вращения................ — 0,115
паропроводов с арматурой.............................. 0,78 —
204
4.6. Технологическая схема изготовления рабочих колес
насосов
Рабочие колеса для циркуляционных насосов АЭС обычно изготовляются
литыми с последующей необходимой механической обработкой. Для отливки
заготовки изготовляется модель (деревянная или металлическая) согласно раз-
мерам чертежа и срезам лопатки с припуском на механическую обработку
(4—5 мм) на сторону. Закладывается модель в опоку, формуется, а затем про-
водится заливка. После заливки заготовка освобождается от земли и произ-
водится очистка от шлака и окалины.
Существует несколько способов очистки литья от шлака и окалины, на^
пример, очистка литья в гидрокамерах, куда его загружают и где под давле-
нием струи воды 10—25 МПа через сопла происходит очистка. Струя воды
направляется на деталь под углом 65—75°, причем струи должны перекры-
вать друг друга примерно на 15—20 мм. Расстояние от сопла до очищаемой
поверхности отливки устанавливают в пределах 250—450 мм. После очистки
литья в гидрокамере его обычно подвергают обработке в слабом растворе
NaNO3, а затем сушат во избежание коррозии.
Электрогидравлический способ очистки заключается в использовании яв-
ления электрического разряда в жидкости. Электрический разряд в жидкости
представляет поток электродов, которые на пути прохождения совершают ос-
новную работу по очистке литья. Движение электродов сопровождается удар-
ной волной жидкости, совершающей механическую работу по очистке.
После очистки рабочего колеса от земли, шлака и окалины его направляют
на механическую обработку. Перед механической обработкой производится раз-
метка заготовки.
Механическую обработку колеса целесообразно производить на токарно-
карусельном станке, так как в этом случае деталь лежит на планшайбе, а не
держится на весу. При обработке литья деталей трудно избежать неравномер-
ного снятия металла, что приводит к дополнительной вибрации станка, что осо-
бенно характерно для токарно-винторезных станков.
Для обработки сложного профиля обычно используются станки с прог-
раммным управлением. Обработка сложного профиля лопаток производится на
копировально-фрезерном станке. На стол станка устанавливается приспособле-
ние для крепления рабочего колеса и модели лопатки. Фрезерование произво-
дят по копиру. Так как копировальный станок не дает заложенной по черте-
жам чистоты отработки, то производится слесарная доводка поверхностей при
помощи пневматических машин и наждачных кругов.
Для приварки покрывного диска колеса к диску с лопатками на торцах
лопаток производят разделку по сварке, обычно на расточном станке, и сва-
ривают детали между собой аргонно-дуговой сваркой. Для снятия напряжений
после сварки производят термообработку колеса. Термообработку проводят при
температуре 950 'С в защитной среде (обычно используется аргон) для предот-
вращения появления окалины на поверхности, после чего производится оконча*
тельная механическая обработка сборки, которая имеет припуск на механиче-
скую обработку.
Точное литье является одним из прогрессивных способов получения отли-
вок, при котором устраняются или сводятся к минимуму операции обрубки,
очистки, механической обработки и доводки отливок. Изготовление отливок ра-
205
бочих колес насосов методом литья по выжигаемой пенопластовой модели по-
зволяет получить проточную часть каналов рабочих колес с минимальным при-
пуском под зачистку и шлифовку.
Исходя из реальных конструкций рабочих колес, имеющих высоту лопатки
на выходе 40—60 мм, целесообразно производить полуцельнолитой вариант
отливки с покрывным диском, так как при цельнолитом варианту отливки не-
возможно выполнить • радиусы между лопаткой и покрывным диском на мо-
дели и произвести зачистку проточной части рабочего колеса на отливке.
На модель рабочего колеса наносится несколько слоев огнеупорного покры-
тия толщиной 5—6 мм. Керамическая оболочка с пенопластовой моделью за-
формовывается в гибкий наполнитель, затем выдерживается около 2 сут для
отвердения жидкого наполнителя. После проводится прокалка формы при тем-
пературе 950—1000 °C с одновременным выжиганием пенопластовой модели.
Заливка производится в форму, остуженную до 600 °C, через разливную
воронку. После заливки заготовка освобождается от оболочки и производится
механическая обработка, аналогичная вышеописанной, но со значительным сни-
жением трудоемкости изготовления колеса и снижением металлоемкости. Полу-
чение отливок рабочих колес методом точного литья возможно также по вы-
плавляемым моделям. Модели изготовляются из смеси парадрина и стеарина
с температурой плавления 55 °C; для крупногабаритных отливок, к которым
предъявляются повышенные требования по точности размеров и чистоте по-
верхности, применяется состав, содержащий 50 % канифоли, 30 % полистирола
и 20 % наполнителя с температурой плавления 180 °C. Модель покрывается
керамической оболочкой, а дальнейший технологический процесс аналогичен
предыдущему.
Пример расчета проточной части центробежной гелиевой газодувки по сред-
ней линии тока
Основные данные для расчета:
расход гелия в расчетной точке 6Г, кг/с;
давление на срезе входного патрубка рвх, МПа;
давление на срезе выходного патрубка рВЫх, МПа;
температура гелия во входном патрубке Гвх, К;
компоновочная схема проточной части, включая выбранный тип колеса.
Для выполнения расчета на основании анализа и сравнения с прототипами
задают дополнительные исходные данные:
частота вращения ротора п, об/мин;
коэффициент сопротивления входного патрубка £вх (£Вх = 0,054-0,1);
степенью неравномерности потока на выходе из рабочего колеса IF3=
— 1^2тах,/^2ср (1^3~ 1,05) ;
коэффициентом разгона меридиональной скорости в рабочем колесе km =
скоростями на срезах входного и выходного патрубков свх, свых;
относительной шириной безлопаточного диффузора Ьз = Ь3/Ь2(Ь3=1);
относительной шириной лопаточного диффузора b^=bjb2i
коэффициентом трения газа о стенки в безлопаточном диффузоре ХТр
(Хтр = 0,04);
коэффициентом местного сопротивления лопаточного диффузора £л.д
(1л.д = 0,03);
206
относительным диаметром уплотнения Z)y=Z)y/Z)2;
относительным диаметром вала D^=DB(D^=Dy)ID2\
зазором между торцом рабочего колеса и корпусом д3 (д3 = 0,004 м);
высотой микронеровностей на диске рабочего колеса бм (6М = 8 мкм);
относительным диаметром втулки Dq=D0/D^
коэффициентом сопротивления отводящего канала Ьых (§вых = 0,3);
физической характеристикой гелия;
теплоемкостью Ср, кДж/(кг-град);
показателем адиабаты;
газовой постоянной Rr, Дж/(кг-град);
коэффициентом динамической вязкости при нормальных условиях ц0;
зависимостью динамической вязкости от температуры цт = цо (7/288)к.
Расчет параметров потока на входе в рабочее колесо
1.	Диаметр £>,= -|/4СгРгГвх/(Ярвхсвх)
2.	Окружная скорость на диаметре D\ ul = nDln/6Q.
3.	Принимаем закон распределения осевой скорости на входе в рабочее
колесо по радиусу Ci(r)=const.
4.	Потери давления во входном патрубке от среза до входа в рабочее
колесо
С2 Р
APbx-Sbx ВХ ВХ-.
ЬА	udA q гр
вх
5.	Осевая скорость на входе в рабочее колесо (без учета снижения темпе-
ратуры)
1	/ Рвх \
С1 = Свх 1 _ р2 рвх _ дрвх ) •
6.	Допуская, что абсолютная скорость на входе на диаметре D\ равна Си
определяем температуру газа на входе в рабочее колесо Ti = TBX+(C2BX—G2)/
/(2СР).
7.	Осевая скорость на входе в колесо (с учетом изменения температуры)
Q __ Q	1__________^BxTj______
вх 1 _ р2 Твх (Рвх - ДРвхп) •
8.	Относительная скорость на входе (без закрутки потока) Wi =
= /c2+t/2.
9.	Критическая скорость ах= 'YkRrT1 .
10.	Число Маха по относительной скорости Mi = Wi/a.
11.	Если М^1, то определяем необходимое значение закрутки потока на
входе, чтобы Afi было' меньше единицы.
Для этого задаемся значением ^<1 и вычисляем новое значение относи-
тельной скорости на входе по диаметру Dit ^\=Мхах.
12.	Необходимое значение закрутки Си — |/~.
13.	Абсолютная скорость С1 = 1/ С2 + С2.
207
Если новое значение значительно отличается от ранее принятого, то по-
вторяем расчет.
14.	Средний диаметр на входе в рабочее колесо Dcp =	1 + D20)/2 •
15.	Диаметр втулки на входе в рабочее колесо Dq—D{Dq.
16.	Закрутка потока на среднем диаметре и у втулки CWiCp = pUi
17.	Абсолютная скорость на входе на 7)ср Cicp = j + ^1Ср •
18.	Температура газа на 7)ср Т1ср = Гвх+ (С2ВХ— С21ср)/(2СР).
Если закрутки потока на входе нет, то температуру газа на входе по всему
сечению принимаем равной значению, вычисленному в п. 7.
19.	Показатели политропы во входном патрубке
т К ^о^вх
ш 1 К 1 2Rr (ТВх ЛсР)
20.	Среднее давление на входе Р1ср = Рвх (Аср/71Вх)т^ш
21.	Уточненное значение диаметров Dlt £>0, £>ср:
4GrRrT 1ср
(1 — £>о)

22.	По значениям диаметров, полученным в п. 21, уточняем планы ско-
ростей на входе и определяем углы закрутки потока на диаметрах Db Z)cp, А;
вычисляем уточненные значения окружных скоростей иь wlcp, н1вт, закрутки
потока С.. С и С в меридиональные составляющие абсолютной ско-
рОСТИ
Расчет рабочего колеса
23.	Коэффициент расхода Ci =
24.	Окружные составляющие относительной скорости на входе:

^1СР — Г/1Ср CWiCp; ^1ВТ — W1BT AjBT-
25.
Углы входа на входе: Рх = arc tg —-£?1
W
их
WjCp
w
«1Ср
Р1вт —
26.
. Ш1ВТ
= arc tg
HiBT
/72
Относительные скорости на входе в рабочее колесо: Wr =-----------±
^!СР=
тгср
sin Р,ср ’
III1 В 1
1вт = —Т-----------•
sin р1вт
27.	Полная температура на входе в газодувку Т*ВХ = ТВХ + С2ВХ/2СР.
28.	Температура на выходе из газодувки ТВЫХ^ТВХ (рВых/рвх)(к“1)/к•
29.	Адиабатическая температура на выходе из газодувки Твых =
= (Твых.ад—Твх)/(т]к*-1-7,Вх), принимаем т]к* = 0,8.
208
30.	Полная температура на выходе из газодувки Т*вых = 7,вых + С,2вых/2С,Р.
31.	Полное давление на входе в газодувку Р*Вх = /5вх (ЛЛых)^-0.
32.	Полное давление на выходе из газодувки Р*ВЫх =
= Р вых *вых/Г вых) О .
33.	Степень сжатия газодувки по полным параметрам е*к = Р*вых/Р*вх.
34.	В первом приближении принимаем коэффициент дисковых потерь
а/ = 0,94.
35.	Наружный диаметр рабочего колеса D2—DJD\.
36.	Окружная скорость на выходе из рабочего колеса [72=^1/^ь
37.	Дисковые потери кН f = ufU22lg.
38.	Адиабатический напор ступени по полным параметрам
*	___ р гр* /	—
ад	। вх
39.	Эффективная работа газодувки Ак = 7/*ад/т|*.
40.	Теоретический напор Нт?=Ь1{—
41.	Окружная составляющая абсолютной скорости на выходе из рабочего
колеса Си^ = (Ят + Сии^1и2.
42.	Окружная составляющая относительной скорости на выходе из рабочего
колеса IFu2=j/2—
43.	Меридиональная составляющая абсолютной скорости на выходе из ра-
бочего колеса Ст 2 = Ст срКт.
44.	Угол выхода потока из рабочего колеса 02=arctg (CmJWu^,
Если угол р2>90°, то относительный диаметр D2 уменьшается и расчет повто-
ряется с п. 35.
45.	Абсолютная скорость потока на выходе из колеса С2= j/"
46.	Температура газа на выходе из рабочего колеса
^2^2 — uicU1 — А#/ +
47.	Потери на диффузорность и поворот потока в каналах подвижного на-
правляющего аппарата Л1 = 0,ЗИ721Ср/2.
48.	Потери при повороте потока в колесе от осевого к радиальному Л2=
= 0,12С21/2.
49.	Суммарные потери в рабочем колесе hH=hi+h2+kHf,
50.	Показатель политропы сжатия в колесе
т	k
т 1 k 1	/?Г(Т2 Лер)
51.	Давление газа на выходе из колеса P2=PicP (Л/Тюр)"1^"1-1*.
52.	Ширина колеса на выходе b2=GvRYT2W3/(р2Стл/)2^2), где k2—
= 0,904-0,95 — коэффициент затеснения на выходе из рабочего колеса.
53.	Угол выхода из рабочего колеса (в абсолютном движении) dm=2dm/D2.
54.	Вычисляем коэффициенты для определения уточненного значения а/.
Относительный торцевой зазор 6Ш = 63/Т)2. Если 6w<0,004, то #а^==
= 0,77563+0,475. Если б"т>0,01, то kaf=\— 52,5б’з.
209
Относительная шероховатость диска рабочего колеса 6W=26W/D2.
Если бт> , то С, = 0,108 б^’275-
ЕСЛИ dm< --------,
7000
то Cf =
0,982
2,58
где Р2=Р2/§ЯгТ2 — плотность газа на выходе из рабочего колеса; — дина-
мическая вязкость газа при температуре Т.
55.	Коэффициент дисковых потерь
«/ = GACfkCfD^ [1 -OL]/(&2%).
56.	Расчет безлопаточного диффузора (в первом приближении р3=р2)
a3=arctg(tga2/&3).
57.	Скорость потока на выходе из безлопаточного диффузора С3=
— GT/(p3nD3b3 sin a3).
58.	Температура на выходе из безлопаточного диффузора . Т3=
-Г2+(С22-С32)/(2Ср).
59.	Потери в безлопаточном диффузоре
10	\ b2 sin сс2 b3sina3
60.	Показатель политропы безлопаточного диффузора
m	k
tn — 1	k—1	/?г Гз— ^г]
61.	Плотность газа на выходе из безлопаточного диффузора р3=
= р2(^з/Г2)1/<—
62.	Меридиональная составляющая абсолютной скорости на выходе из без-
лопаточного диффузора С/Пз =Ог/ (p3nD3b3).
63.	Окружная составляющая абсолютной скорости на выходе из безлопа-
точного диффузора. Принимаем для безлопаточного диффузора Cur=const. Тог-
Да Си3 = CuJD3-
64.	Абсолютная скорость на выходе из безлопаточного диффузора С3=
= V Ст +	'
г	"Ц	U3
65.	Угол выхода потока из безлопаточного диффузора a3=arctg С /Си
66.	Температура на Выходе ; из безлопаточного диффузора Т3=
= Т2+(С22-С32)/(2СР).	>
67.	Давление на выходе из безлопаточного диффузора p3 = p2(T3/T2)m/<m-1\
Расчет лопаточного диффузора
68.	Задаемся D^=DJD3= 1,4.
69.	Угол выхода потока из лопаточного диффузора для прямолинейных
лопаток cos а4= (1/Д1) cos а3.
2 ГО
70.	Принимаем в первом приближении р4=р3.
71.	Скорость на выходе из лопаточного диффузора С4= G/(nD4b^4sin а4).
72.	Температура на выходе из лопаточного диффузора 7\=
= Г3+(Сз2.-С42)/(2Ср).
73.	Потери в лопаточном диффузоре А/7л.д = £адСз2/2.
74.	Показатель политропы лопаточного диффузора
m	k	ДЯл.д
т — 1 k — 1	^г(Л~^з)
75.	Плотность газа на выходе из лопаточного диффузора р4=Рз(^4/^з) 7(zn-1)
76.	С новым значением р4 повторяем расчеты по п. 71, 72.
77.	Давление газа на выходе из лопаточного диффузора
Р4 = Рз (Т,/Т3)т1^-'\
Расчет давления на срезе выходного патрубка
78.	Потери в отводящем канале Д//Вых = §вых^42/2.
79.	Температура газа на срезе выходного патрубка 7,вых =
= 7\+(С42—С2ВЫХ)/2СР.
80.	Показатель политропы отводящего канала
k Д^ВЫХ
ш 1 /г 1	7?г (-^вых ^4)
81.	Давление на срезе выходного патрубка Рвых=Р4(^вых/Л)т/{ш-1)«
82.	Полная температура на выходе Г*ВЬ1Х = 7,ВЬ1Х + Свых/(2Ср).
83.	Полное давление на выходе р*вых=рвых(?’*вых/Згвых)кМ”1)-
84.	Адиабатический напор
85.	Адиабатическое увеличение температуры ДТ*ад
/ k
86.	Действительное увеличение температуры АТ* = Т*ВЫХ—Т*вх.
87.	Адиабатический КПД т]ад = Л7’*ад/ДТ*.
Для нахождения оптимальных размеров проточной части выполняется не-
сколько вариантов расчета. Добиваясь максимального значения КПД, варьиру-
ют значения D2, Do. Параметры газодувки при максимальном значении КПД
будут оптимальными.
Следует иметь в виду, что входной направляющий аппарат работает удов-
летворительно на переменных режимах, если на периферийном диаметре
61 = 334-34°. На эффективность газодувки благоприятно влияет уменьшение
Dq. Однако следует иметь в виду, что при малых DQ возникают трудности с из-
готовлением втулочных сечений лопаток входного вращающегося направляю-
щего аппарата.
211
Можно достигнуть увеличения КПД путем уменьшения коэффициента рас-
хода С10, но это приводит к уменьшению угла входа. Предварительная за-
крутка потока на входе за счет установки входного неподвижного направляю-
щего аппарата позволяет уменьшить коэффициент расхода, сохраняя значение
pi = 33-т-34°. Однако предварительная закрутка потока на входе приводит к
увеличению наружного диаметра колеса и окружной скорости, не приводя в
большинстве случаев к увеличению КПД.	'
Учитывая, что установка входного неподвижного направляющего аппарата,
кроме того, усложняет конструкцию компрессора, следует признать установку
его нецелесообразной.
Благоприятно сказывается на значении КПД уменьшение угла 02. Как
правило, если габариты позволяют, следует выполнять колеса с р2<90°, т. е.
с лопатками, загнутыми против вращения. Необходимо только учитывать, что,
когда углы рг становятся существенно меньше 90°, снижаются прочностные ха-
рактеристики лопаток.
Как правило, без наличия выходного лопаточного диффузора не удается
получить хорошее значение КПД.
ГЛАВА 5
ТЕПЛООБМЕННОЕ ОБОРУДОВАНИЕ АЭС
5.1.	Теплообменники промежуточного контура реакторов
на быстрых нейтронах
5,1.1.	Конструкционные схемы промежуточных
теплообменников
В АЭС с интегральной компоновкой (в силу ограниченных
размеров корпуса) используются вертикальные кожухотрубные
теплообменники малого диаметра и большой длины (£/Z) = 3-^5),
при случае петлевой компоновки возможно любое соотношение
габаритных размеров. Примером теплообменника, габаритные со-
отношения которого не ограничивались, является горизонтальный
секционный теплообменник, используемый в установке с петлевой
компоновкой реактора БН-350. Однако в большинстве АЭС с пет-
левой компоновкой оборудования первого контура, так же как и
при баковой, применяются вертикальные кожухотрубные теплооб-
менники исходя, в частности, из общей компактности станции.
Основные современные тенденции конструирования теплообмен-
ников: 1) создание теплообменников большой единичной мощно-
сти (до 400 МВт) и, следовательно, больших размеров* (высота
трубного пучка до 9, диаметр 2 м); 2) использование кольцевой
разбивки трубок, при которой проще решаются вопросы дистанцио-
нирования; относительный шаг расположения трубок обычно при-
меняется sld= 1,31,45; 3) применение уеплопередающих трубок
диаметром 14—20, толщиной 0,8—2 мм, создание противоточных
212
схем взаимного движения теплоносителей; 4) использование меж-
трубного пространства для циркуляции теплоносителя первого кон-
тура, внутри труб — теплоносителя второго контура; 5) компен-
сация температурных деформаций за счет подвижной нижней труб-
ной доски, демпфирующих гибов, сильфонов на центральной трубе
и корпусе; 6) обеспечение ремонтоспособности за счет создания
выемной конструкции трубного пучка, вплоть до глушения отдель-
ных дефектов трубок без демонтажа трубного пучка.
Этим тенденциям наиболее удачно отвечает конструкция вер-
тикального кожухотрубного теплообменника с «плавающей голов-
кой».
В этих теплообменниках нижняя трубная доска может свобод-
но перемещаться относительно корпуса при температурных де-
формациях трубного пучка. В теплообменнике такого типа удачно
решен вопрос верхнего подвода и отвода вторичного теплоноси-
теля, который обычно циркулирует в трубках пучка. Подводимый
теплоноситель опускается по центральной трубе в нижний коллек-
тор, выполненный за одно целое с нижней трубной доской. В ниж-
нем коллекторе теплоноситель распределяется по трубкам пучка,
затем, поднимаясь вверх, поступает в верхний коллектор, откуда
отводится наружу. Такая схема циркуляции вторичного теплоно-
сителя позволяет создать конструкцию теплообменника, в кото-
рой трубный пучок извлекается из корпуса без резки трубопрово-
дов первого контура.
Если при размещении теплообменника в баке реактора верхний
подвод и отвод вторичного теплоносителя необходимы, то приме-
нение подобной схемы циркуляции в теплообменниках для АЭС
с петлевой компоновкой вызвано отсутствием герметичности между
подвижной трубной доской и корпусом.
Одним из основных условий при проектировании подводящих
и отводящих коллекторов является обеспечение равномерного рас-
пределения расходов теплоносителя относительно трубок пучка.
Выполнение этого условия обеспечивает идентичность работы всех
трубок, максимальную для противоточного теплообменника эффек-
тивность, отсутствие температурных перекосов и, следовательно,
температурных напряжений между отдельными трубками пучка.
Равномерное распределение теплоносителя второго контура в
трубках пучка достигается за счет перераспределения подводимого
потока в дросселирующих решетках, устанавливаемых на входе в
пучок. Постановка дросселирующих решеток не вызывает конст-
руктивных осложнений, а увеличение гидравлических потерь по
тракту второго контура жестко не ограничивается.
Рассматривая конкретные конструкции промежуточных тепло-
обменников ПТО, трудно выделить общие мероприятия, направ-
ленные на снижение неравномерности потока теплоносителя в меж-
трубном пространстве. Например, в теплообменнике установки
БОР-60 для выравнивания потока первичного теплоносителя ниже
входного коллектора поставлена дросселирующая решетка. При-
меняются конструкции теплообменников с поперечными ребрами
213
на центральной трубе, а также наклонной решеткой для дроссе-
лирования потока. Большое значение для выравнивания потока
теплоносителя по длине пучка имеет высота подводящего участка,
стабилизирующего поток. Так, в теплообменнике установки «Фе-
никс» эта величина составляет 0,35 м, а в теплообменнике БН-600
1,5 м, хотя эти значения могут быть и неоптимальными для кон-
кретной геометрии пучков указанных теплообменников?
При конструировании промежуточных теплообменников боль-
шое внимание уделяется компенсации температурных расширений
между элементами трубного пучка, трубным пучком и корпусом.
Причина такого внимания связана со значительной разностью
температур по трактам теплообменников (до 200°C и выше), боль-
шими размерами трубных пучков и перекосами температур по их
радиусу. Наиболее просто эта проблема решается в теплообмен-
никах с U-образным пучком и раздельными трубными досками,
где каждая трубка и весь пучок свободно перемещаются относи-
тельно друг друга.
В конструкционных схемах с «плавающей головкой» удовлетво-
рительно решен вопрос расширения трубного пучка и корпуса от-
носительно друг друга. Такая схема компенсации температурных
деформаций между корпусом и пучком, как уже отмечалось вы-
ше, широко используется в конструкциях промежуточного тепло-
обменника. Вопрос компенсации температурных расширений тру-
бок относительно друг друга и центральной трубы в этих тепло-
обменниках решается двумя путями.
Первый путь заключается в выполнении теплопередающих
труб с компенсирующим гибом. Безусловно, этот способ позволяет
полностью решить все проблемы компенсации температурных де-
формаций, даже в случае забивания окислами отдельных трубок
пучка, однако он имеет свои недостатки: усложняется изготовле-
ние трубной системы; ослабевает прочность трубок в районе гиба;
технически трудно выполнить дистанционирование трубок в районе
гиба.
В связи с этим второй путь решения рассматриваемой пробле-
мы предусматривает использование в теплообменниках прямых
труб. При этом компенсация расширения трубного пучка относи-
тельно центральной трубы обеспечивается тем, что обечайки мно-
гослойной центральной трубы, одна из которых жестко сварива-
ется с верхней трубной доской, другая с нижней, замыкаются на
сильфон. Сильфон выносится в верхнюю часть теплообменника,
доступную для осмотра. В теплообменниках как с прямыми труб-
ками, так и с компенсирующими гибами дополнительно обеспе-
чивается снижение температурных перекосов между трубным пуч-
ком и центральной трубой из-за прослоек инертного газа зазо-
рах многослойной трубы.
Разность деформаций между отдельными прямыми трубками
в пучке, определяемая перекосом температур по радиусу, погло-
щается за счет внутренних напряжений трубок. Для того чтобы
возникающие напряжения в трубках не превышали допустимых,
214
в таких теплообменниках обеспечивается вполне определенная не-
равномерность распределения теплоносителей в пучке. t
Наличие больших температурных перепадов по. трактам про-
межуточных теплообменников требует также внимательного под-
хода к конструированию всякого рода раздельных стенок и обе-
=чаек, на которых в стационарных условиях может быть перепад
температур до 200 °C и выше. Чтобы предотвратить коробление
стенок и появление усталостных трещин, которые могут образо-
ваться от многократного повторения циклов подъема и снижения
мощности, стенки экранируются листами тепловой защиты из того
же конструкционного материала или создают специальный слой
теплоизоляции в виде газовых прослоек. В теплообменниках с «пла-
вающей головкой» такой стенкой является обечайка центральной
опускной трубы, с одной стороны которой протекает «холодный»
натрий второго контура, а с другой —горячий натрий первого
контура.	.
Гидравлическое спротивлёние промежуточных теплообменников
составляет значительную часть полного сопротивления на всасе
насоса, которое при данной компоновке ограничивается как зна-
чением допустимых крлебаний уровня в насосных баках, так и
давлением на всасе насоса, необходимым для обеспечения его ка-
витационных характеристик. Эти ограничения касаются теплооб-
менников в установках с баковой компоновкой оборудования пер-
вого контура; при петлевой компоновке имеются большие возмож-
ности по размещению реактора, насосов и теплообменников на
разных высотных отметках. Так, например, сопротивления тепло-
обменников установок с баковой компоновкой «Феникс» и БН-600
равны соответственно 41 • 102 Н/м2 (4,2 кПа) и 72,5-102 Н/м2
(15 кПа). Требование минимальных гидравлических потерь по
первому контуру в значительной степени определяет крнструкцию
промежуточного теплообменника и ухудшает теплообмен в труб-
ном пучке.	t .
Трубные пучки промежуточных теплообменников. Теплопере-
дающая поверхность промежуточных теплообменников набирается
из гладких труб, что объясняется свойством натриевого теплоноси-
теля при определенных условиях образовывать окислы. Примене-
ние оребренных труб или пластинчатых поверхностей может при-
вести к забиванию узких щелей окислами, теплопроводность кото-
рых ниже теплопроводности чистого натрия. В связи с этим также
не применяются трубы с малым внутренним диаметром. ; 
На выбор толщины стенки теплопередающих трубок влияют
два противоположных фактора. С одной стороны, толщина стен-
ки трубки определяет надежность работы теплообменника, а с
другой — ее увеличение заметно снижает коэффициент теплопере-
дачи, так как в общем сопротивлении доля термического сопротив-
ления стенки в промежуточных теплообменниках металл — металл
колеблется от 40 до 60%. Таким образом, увеличение толщины
стенки приводит при прочих равных условиях к увеличению необ-
ходимой теплопередающей поверхности.
£215
В разных конструкциях, используемых в АЭС, применяются
трубки с толщиной стенки около 1 мм — в зарубежных АЭС и от
1,4 до 2 мм — в отечественных. Наружный диаметр трубок в раз-
личных теплообменниках колеблется от 14 до 20 мм. При конст-
руировании прямотрубных пучков используется треугольная, квад-
ратная и кольцевая разбивка трубок. Наибольшее^распростране-
ние при проектировании трубных пучков промежуточных теплооб-
менников получила кольцевая разбивка трубок, примененная в теп-
лообменниках установок БН-600, PFR, «Феникс» и др.
Трубный пучок с кольцевой разбивкой позволяет использовать
трубки с компенсирующим гибом, деформирующимся в плоскости
кольцевого ряда. При кольцевой разбивке проще конструкция обе-
чаек, ограничивающих пучок, так как при квадратной и тре-
угольной разбивке по внутренней и наружной образующим пучок
не вписывается в окружность, поэтому приходится применять вы-
теснители и фигурные обечайки. В пучках с кольцевой разбивкой
надежней решается вопрос дистанционирования трубок с помощью
упругих гофрированных поясков. Исключение составляет только
район компенсирующих гибов, где применение гофрированных по-
ясков невозможно в связи с деформацией гиба по окружности
ряда.
Указанные преимущества трубных пучков с кольцевой разбив-
кой, вероятно, предопределяют их использование и в промежуточ-
ных теплообменниках с прямыми трубками без компенсирующих
гибов, несмотря на то что пучки с кольцевой разбивкой проигры-
вают в компактности пучкам с треугольной разбивкой и в них не-
возможно добиться равнопроходных ячеек (в продольном на-
правлении), образуемых трубками. Шаг разбивки трубок в пучке
выбирается исходя из допустимых скоростей теплоносителя и гид-
равлических потерь в межтрубном пространстве. При этом мини-
мальный шаг разбивки ограничивается допустимыми размерами
перемычек между соседними отверстиями под трубки в трубной
доске, что определяется технологией заделки трубок в трубной
доске и ее прочностью. Обычно стремятся к созданию равнопро-
ходных ячеек в поперечном сечении пучка, что обеспечивает при
продольном обтекании пучка теплоносителя одинаковые расходы
в ячейках и соответственно одинаковые температурные условия
работы отдельных трубок.
В конструкциях промежуточных теплообменников в настоящее
время в основном применяются аустенитные нержавеющие стали
типа Х18Н9, предел рабочей температуры которых 550—600 °C.
Эти стали хорошо совместимы с натриевым теплоносителем во всем
диапазоне рабочих температур.
Перлитные стали стараются не применять из-за худшей меха-
нической прочности при высоких температурах и худшей пластич-
ности. Пластичность повышает работоспособность стали при тер-
моциклических напряжениях, что особо важно в условиях работы
промежуточных теплообменников. Кроме уого, наличие в одном
и том же контуре перлитной стали в теплообменнике и аустенит-
216
Рис. 5.1. Конструкционная схема
промежуточного теплообменника ус-
тановки БН-600:
1 — вход Na первого контура; 2 — выход
Na промежуточного контура; 3 — вход
Na промежуточного контура; 4 — защи-
та; 5 — теплообменные элементы; 6 —
выход Na первого контура
ной стали в реакторе неизбежно
вызывает перенос углерода, что
приводит к науглероживанию
аустенитной стали и ее охрупчи-
ванию.
Промежуточный теплообмен-
ник установки БН-600. В баке
реактора установки БН-600 ус-
тановлено шесть кожухотрубных
вертикальных теплообменников
(рис. 5.1). Первичный теплоноси-
тель через открытый вход по
периферии теплообменника по-
ступает в межтрубное простран-
ство и протекает по пучку сверху
вниз. Боковой подвод и отвод
первичного теплоносителя соз-
дают поперечно-смешанное обте-
кание трубного пучка на входе и
выходе и перекос расходов на
прямом участке. Теплоноситель
второго контура по центральной
трубе опускается в нижний кол-
лектор пучка, затем, перераспре-
деляясь, поступает в трубки, а
затем направляется в выходной
патрубок. Центральная труба же-
стко не связана с трубными дос-
ками и имеет двойные стенки,
зазор между которыми соединен с окружающей средой. К верх-
ней и нижней трубным доскам приварены обечайки, которые до-
полнительно защищают центральную трубу от «горячего» теплоно-
сителя первого контура. В зазоре между обечайкой и центральной
трубой допускается незначительная протечка вторичного тепло-
носителя.
Трубный пучок выполнен из 4974 труб и 150 сплошных стерж-
ней для приварки дистанционирующих лент. Трубки имеют погиб
для компенсации температурных деформаций. Разбивка трубок в
пучке кольцевая (28 рядов) с шагом по глубине 21,5 и по окруж-
ности от 21,5 до 22,1 мм. Длина трубок между трубными досками
составляет 6,205 м. Для предупреждения вибрации трубки ди-
станционированы лентами с гибкими фиксаторами, имеющими шаг,
217
соответствующий шагу разбивки трубок в ряду. Для выравнивания
потока на входе в межтрубное пространство пучка в теплообмен-
пике предусмотрено его дросселирование в отверстиях обечайки,
ограничивающей пучок.
«
5.1.2.	Вибрация труб в пучке	}
Особенности течения теплоносителя в межтрубном пространстве промежу-
точных теплообменников приводят к необходимости решения проблемы вибрации
труб. При боковом подводе теплоносителя в пучок на определенной его длине
существует поперечное и смешанное обтекание трубок потоком. Причиной виб-
рацци являются возникающие при этом гидродинамические силы.
В пучках труб можно ожидать три механизма возбуждения колебаний гид-
родинамической природы: периодический срыв вихрей Кармана, гидроупругий
механизм возбуждения и турбулентность потока.
Возбуждение труб, обусловленное периодическим вихреобразованием. Как
для одиночных цилиндров, так и трубных пучков вводится безразмерное число
Струхаля
Sh —jd/u,
(5.1)
где / частота срыва вихрей; d — диаметр цилиндра; и — скорость потока.
Для одиночного цилиндра в неограниченном пространстве в расчет при-
нимается скорость набегающего потока, для трубных пучков — скорость в са-
мом узком сечении между двумя трубами одного ряда
В ряде испытаний на упруго смонтированных трубах, как одиночных; так
.и в пучках, было обнаружено, что при непрерывном изменении скорости по-
тока амплитуда колебаний труб имеет резонансный характер, причем резонанс-
ное явление наблюдается при той скорости, при которой частота срыва вихрей
совпадает с собственной частотой трубы. Наибольшая вибрация наблюдается у
труб первого ряда. По мере продвижения в глубь пучка амплитуда колебаний
уменьшается. Это объясняется тем, что спектр пульсаций скорости за первым
рядом труб концентрируется на определенной частоте (частоте отрыва вихрей),
а за пятым рядом имеет равномерное распределение, обусловленное турбу-
лентностью потока.
При проектировании трубчатых теплообменников необходимо обеспечить
частотную отстройку труб от частоты вихреобразования. Частоту вихреобразо-
вания можно найти из выражения (5.1), если для конкретного трубного пучка
известно число Струхаля.
Гидроупругое возбуждение. Гидроупругие колебания характеризуются тем,
что при увеличении скорости потока сверх критической (пороговой) амплитуда
колебаний начинает резко возрастать, причем никому из исследователей не
удалось пройти область таких колебаний с помощью дальнейшего увеличения
скорости.	'	J
На рис. 5.2 показана характерная зависимость амплитуды колебаний от
скорости потока (воздуха) при попадании в область гидроупругого возбужде-
ния колебаний. Критическую скорость потока можно рассчитать с точностью
до постоянной k из выражения
Икр —	тобо/Р>
(5.2)
218
где k — константа; fo — собственная частота трубки;
т0 — колеблющаяся масса единицы длины с учетом
присоединенной массы жидкости; 60 — логарифмиче-
ский декремент затухания; р — плотность жидкости.
На основе квазистатического анализа было по-
лучено, что цкр=9,9.
Для инженерных расчетов желательно иметь
оценку снизу для коэффициента k.
Такую оценку можно осуществить следующим
образом. Уравнение движения цилиндра в пучке
труб записывается в обычной форме вынужденных
колебаний:
6	Cfu2
х 4~ — х' + х' —---------sin Q/,	(5.3)
Я	СОд/П
Рис. 5.2. Зависимость
амплитуды колебаний от
скорости потока
где х' — безразмерная амплитуда; 6 — логарифмический декремент затухания;
f — собственная частота трубки; Q — частота возбуждающей силы; т — масса
трубки на единицу длины; С — коэффициент гидродинамической силы.
Дифференцирование ведется по безразмерному времени. Гидроупругие ко-
лебания характеризуются тем, что величина С не остается постоянной, а уве-
личивается вместе с ростом амплитуды. Отношение энергии, подводимой к трубе
от потока, к рассеиваемой за счет демпфирования энергии
г = Cpu2n/(coQm6).
(5.4)
Утверждается, что при г> 1 устанавливаются гидроупругие колебания,
при ?<1 колебания с большой амплитудой не могут возникнуть, при z=l—
граница между устойчивой и неустойчивой работой теплообменника.
Для получения оценки снизу коэффициента k возведем в квадрат обе ча-
сти выражения (5.2) и выразим величину k2'.
№ = pu2/(fomo6o) =	[лри2/(<»от060)].	(5.5)
Полагая С = 1, имеем
/г2==4лз.	(5.6)
Граничное значение для z равно единице. Тогда из (5.6) 6=3,5.
Ни в одной из опубликованных работ нет значений для коэффициента 6,
меньших 3,5. Поэтому целесообразно определять критическую скорость, по
крайней мере для капельных жидкостей, по выражению
1/Кр = 3,5/0 Д/тД/р.	(5.7)
Эффективным средством подавления гидроупругих колебаний является введе-
ние перед пучком труб турбулизирующей решетки. Для подавления гидроупру-
гих колебаний в различных трубных пучках требуются различные уровни тур-
булентности набегающего потока. Способ подавления гидроупругих колебаний
с помощью турбулентности потока важен с практической точки зрения, так как
установка турбулизирующих решеток перед пучками труб является простым
конструкционным приемом, кстати, часто применяемым подсознательно, «чтобы
прикрыть трубки от прямого удара потока».
Турбулентное возбуждение. Отметим, что этот тип возбуждения вибраций
219
•является самым малоизученным. Имеется в виду, по-видимому, то, что от пе-
речисленных выще механизмов можно отстроиться какими-либо конструкцион-
ными мерами, турбулентность же потока будет всегда присутствовать в пучках
труб. После прохождения потоком нескольких трубных рядов в спектре тур-
булентности будет наблюдаться некоторая доминирующая частоты v. Выраже-
ние для v получено из теоретических предпосылок и имеет вид
v = kQud (1 — dlT)*l(LT),	(5.8)
где и — скорость потока в зазоре между трубами одного ряда; LT — продоль-
ный и поперечный шаги; kQ — константа.
Используя результаты экспериментальных работ по продувке трубных пуч-
ков, Оуэн получил значение константы & = 3,05.
Оценка гидродинамических сил, действующих на трубки теплообменников.
На трубки теплообменников при обтекании их поперечным потоком жидкости
действуют постоянная составляющая лобовой силы, переменная составляющая
лобовой силы, переменная подъемная сила.
Выражение для постоянной лобовой силы запишем в виде
рп2
fd=Cd-^DI,	(5.9)
£
где CD — коэффициент лобовой силы; р — плотность жидкости; и — скорость по-
тока в зазоре между двумя трубами одного ряда; D — диаметр трубки; I —
длина трубы, омываемой поперечным потоком.
По опубликованным литературным данным, величина CD изменяется в диа-
пазоне 1—1,2 для труб в первом ряду. Для глубинных рядов величина CD
снижается на 20—30 %.
Гидродинамические силы в случае вихревого возбуж-
дения. До настоящего времени нет единого подхода для определения подъем-
ной силы, обусловленной вихреобразованием. Это вызвано, конечно, сложно-
стью взаимодействия колеблющегося цилиндра с жидкостью. До последнего вре-
мени для оценки амплитуды колебаний труб в трубных пучках используется
модель вынужденных колебаний.
В результате обработки ряда экспериментальных работ по автоколебаниям
одиночного цилиндра показано, что с точностью ±30 % максимальную ампли-
туду колебаний можно найти по модели вынужденных колебаний с коэффи-
циентом подъемной силы, равным 0,53, в условиях резонанса.
Выражение подъемной силы напишем в виде
ра2
F L “	-----DI cos (2л//),	(5.10)
2
где CL — коэффициент подъемной силы; и— скорость потока в зазоре между
двумя трубами одного ряда.
Частоту возбуждающей силы найдем из выражения
f = Shw/D.	(5.11)
Э
Для верхней оценки амплитуды колебаний труб следует принять в расчет
значение CL = 0,9.
Выражение для переменной лобовой силы имеет вид
Fg = eg DI cos (2jV0 ,	(5.12)
220
где Cg — коэффициент переменной лобовой силы. Величина Ср приблизительно
на порядок меньше коэффициента подъемной силы, а частота вдвое превышает
частоту подъемной силы; верхнее значение С2=0,1.
Оценка гидродинамических сил для турбулентного
возбуждения. Выражение для турбулентной силы запишем в виде
рн2 Г
FT = Ст---------DI I ф (s) ds cos соп/,
(6.13)
где Ст— коэффициент турбулентной силы; соп — собственная частота. Величина
J ф(/)б/« = а определяет долю турбулентной энергии, которую отбирает колеб-
лющаяся трубка, и зависит от спектрального распределения турбулентных пуль-
саций.
Для оценки силы можно принять а=1. За максимальное значение можно
принять CD = 0,3. Именно это значение рекомендуется принимать в расчетах.
Гидродинамические силы для гидроупругого в оз б у Ж-
дения. При гидроупругом механизме возбуждения колебаний коэффициенты
лобовой и подъемной сил пропорциональны смещению труб:
Сх—C^y/D); Су — C^x/D),	(5,14)
где y/D, x/D — относительное перемещение трубы в направлениях лобовой И
подъемной сил. Величины x/D, y/D в сочетании с коэффициентами демпфиро-
вания определяют форму орбиты движения трубы.
Ранее нами была получена нижняя оценка коэффициента k в формуле (5.7);
с учетом того, что &w = 3,5, и принимая круговую орбиту движения трубки
(Ct = C2), получаем демпфирование по оси у равным демпфированию по ОСИ Х\
можно найти, что
Cx = 2(y!D)\ Cy = 2(x/D).
(5.1В)
С учетом (5.15) выражения для возбуждающих сил при гидроупругом механиа»
ме будут иметь вид
Fx = pu?Dl (уID) sin (со00; Fy = pt&Dl (x/D) cos (co0^).	(5.16)
Оценка демпфирования в трубках теплообменников. Наличие демпфиройЛ-
ния в трубках теплообменников приводит к ограничению уровней вибрации
трубок, возбуждаемой потоком жидкости, а также определяет критическую
скорость потока, при которой начинаются значительные гидроупругие коле-
бания. Таким образом, задача определения значения демпфирования в реаль-
ных конструкциях трубных систем является не менее важной, чем отыскание
гидродинамических возбуждающих сил. Более того, если мы и знаем возбуж-
дающие силы точно, но совсем не знаем значения демпфирования, то не мо-
жем рассчитать ни амплитуд колебаний, ни долговечности теплообменника.
Влияние количества опор на декремент затухания не выявлено.
В работе был применен метод, основанный на измерении коэффициента
динамичности.
Из анализа всех измерений CDt полученных при испытаниях прямых И
изогнутых трубок, сделан вывод, что величина CD = 0,2 будет вполне Прием-
лемой в целях расчета амплитуды колебаний труб теплообменников и Крити-
ческой скорости потока, при которой могут возникнуть гидроупругие колеба-
ния.
221
5.1.3.	Методика теплогидравлического расчета
промежуточного теплообменника
Для теплогидравлических расчетов теплообменников разработаны достаточ-
но простые математические модели, дающие возможность быстрого и точног
определения тепловыделяющей поверхности, габаритов ограничивающих обе-
чаек, гидравлических сопротивлений. В качестве исходных данных должны быть
известны температуры и расходы по первому и второму контурам, геометрия
теплообменной трубки. По предварительно определенному заданному коэффи-
циенту теплопередачи kQ определяют значение теплообменной поверхности и
общее число трубок ит.т:
F = Q/(MT); пт.т = F (1 + &ст)/(л^н/),
(5.17)
где Q — количество передаваемого тепла; ДТ — среднелогарифмический напор
на наружный диаметр трубки; I — длина трубки; &Ст — доля сплошных стерж-
ней.
Рассчитываются внутренний диаметр обечайки Z)BH и количество труб в
первом ряду от внутренней обечайки п'т.т
л n n.i < i Z л G" ' n(DB„4-dH + 0,009)
О..-0.М+1/	"...---------. <S->8>
где ун — плотность натрия; W — предельно допустимая скорость в центральной
трубе (принимается не выше 6 м/с); f==l,35dH— минимально возможный шаг
между трубками; Оц — расход натрия по второму контуру, кг/с. Обычно при-
меняется кольцевая разбивка трубного пучка, и тогда число трубок в ряду
должно быть кратным шести и определяется по зависимости
12пт.т+ 6 (2~ ')] 2
(5.19)
где
ит, т
— число рядов.
Диаметр наружный обечайки /)н = £>в(н4-2(б/н+0,009) 4-2/(г—1).
По полученным данным определяют площадь проходного сечения /Пр, смо-
ченный периметр /7С, скорость натрия в межтрубном пространстве, Wi и гид-
равлический диаметр dv. По этим данным можно определить коэффициент теп-
лопередачи [Вт/ (см2 • с) ]
где ап, ai определяются по известным зависимостям.
Полученное значение сопоставляют с принятым ранее k и в случае расхож-
дения расчет повторяют по изложенной схеме до тех пор, пока оба последова-
тельно получаемых значения k не будут близки.
Затем рассчитывают гидравлические потери по межтрубному пространству
и трубной системе. Определяющей величиной обычно являются потери по пер-
вому контуру.
222
5.2.	Парогенераторы установок на быстрых нейтронах
5.2.1,	Конструкции парогенераторов
Одной из актуальных задач в развитии ядерной энергетики с
реакторами на быстрых нейтронах, охлаждаемых натрием, явля-
ется создание надежного и достаточно экономичного парогенера-
торного оборудования. ПГ являются наиболее напряженными уз-
лами, так как в них имеется сочетание высоких рабочих темпера-
тур и давлений, и именно в них сосредоточено максимальное коли-
чество тонких стенок и технологических соединений, разделяющих
тракт вода — пар от натрия, где любое нарушение плотности вы-
зывает бурно протекающую (вплоть до взрывного характера) хи-
мическую реакцию взаимодействия. Очевидно, что от. успешного
разрешения проблемы ПГ натрий — вода в существенной степени
зависит проблема АЭС с реакторами на быстрых нейтронах.
Анализ различных вариантов ПГ для реакторов на быстрых
нейтронах (действующих и проектируемых) показывает большое
разнообразие типов, этих агрегатов: с естественной многократно
принудительной циркуляцией, прямоточные, а также с различными
конструкциями теплообменных труб (прямыми, U-образными, спи-
ральными, L-образными, трубками Фильда), выполненных из раз-
ных материалов.
По-видимому, это расхождение возникает из-за многообразия
значений, которые проектировщики задают для эксплуатационных
параметров в соотношении с собственной практикой, проектирова-
ния и опытом эксплуатации электростанции на ископаемом топ-
ливе. Режим работы ПГ для реакторов на быстрых нейтронах не-
значительно отличается от режима работы ПГ для высокотемпера-
турного газоохлаждаемого реактора или для обычной ТЭС. Одна-
ко серьезные проблемы, связанные с утечками воды, взаимодейст-
вующей с натрием, заставляют тщательно относиться к проекти-
рованию ПГ.
Утечки в ПГ могут привести к простоям оборудования, которые
бывают более продолжительными и более дорогостоящими, чем в
современных водяных и газоохлаждаемых реакторах. Поэтому нор-
мы по герметичности, которые устанавливаются при изготовлении
и во время эксплуатации натриевых ПГ, должны привести к су-
щественному усовершенствованию современных реакторов.
Общие требования к конструкции ПГ таковы: 1) эксплуата-
ционная надежность; 2) длительная работоспособность; 3) эконо-
мичность; 4) безопасность при разрушении теплопередающих тру-
бок и возможность локализации аварии; 5): отсутствие значитель-
ных вибрационных, термических и компенсационных напряжений;
6) обеспечение равномерной раздачи сред на всех мощностных
режимах; 7) отсутствие мест с тепловыми потоками, близкими к
критическому, или создание гарантированных условий, исключаю-
щих разрушение конструкции при критических тепловых потоках;
8) возможность оперативного обнаружения дефекта (течи) и от-
223
ключения поврежденной части теплообменной поверхности; 9) обе-
спечение доступа для контроля и глушения труб, возможность
осмотра состояния поверхностей; 10) возможность демонтажа ПГ
или его частей с целью оперативной замены; 11) технологичность
изготовления, возможность проведения надежного минимума мон-
тажных сварочных работ; 13) возможность эффективного исполь-
зования ПГ для расхолаживания реактора; 14) полная дренируе-
мость парогенератора.
Выбор теплогидравлических характеристик ПГ. Теплогидрав-
лические параметры натриевого и пароводяного контуров не яв-
ляются прерогативой только ПГ, хотя влияние температурных ре-
жимов на работу ПГ должно учитываться как одно из главных
условий при выборе характеристик АЭС в целом.
Из-за отсутствия большого эксплуатационного опыта в настоя-
щее время нет достаточных оснований для однозначного определе-
ния оптимальных параметров. Как видно из табл. 5.1, существует
достаточно широкий диапазон температур и давлений в действую-
щих и сооружаемых АЭС на быстрых нейтронах.
Проведенная у нас и за рубежом оптимизация параметров па-
роэнергетического цикла для быстрых реакторов с натриевым теп-
лоносителем требует эксплуатационной проверки, тем не менее на
современном уровне развития параметры Р=14ч-16 МПа; t=
= 500-ь 520 °C, по-видимому, оптимальны.
Тепловая схема ПГ обычно определяется условиями работы
реактора. Увеличение подогрева натрия в активной зоне проводят
главным образом за счет снижения температуры входа, что при-
водит к возрастанию разности температур натрия между входом и
выходом из ПГ. Это вызывает трудности в обеспечении необходи-
мого температурного напора в зоне экономайзера и в начале ис-
парения, где он минимальный.
Требуемые температурные напоры можно обеспечить несколь-
кими способами: 1) при схеме, где натрий последовательно прохо-
дит перегреватель и промперегреватель, испаритель, экономай-
зер,— снижением давления пара, переносом промперегрева в зону
низких температур, исключением промперегрева вообще; 2) при
уменьшении температурного напора в конце зоны испарения, где
он максимальный, — увеличением охлаждения натрия в паропе-
регревателе за счет повышенного расхода через него. Избыточное
количество перегретого пара используется в экономайзерном теп-
лообменнике типа вода — пар. Применение экономайзеров типа
натрий — вода не решает задачи, поскольку переносит проблемы
высокого температурного напора с испарителя на экономайзер.
Циркуляционная схема натриевого тракта в основном опре-
деляется типом ПГ. Для корпусного варианта с точки зрения гид-
равлики наиболее существенным является обеспечение минималь-
ной разверки между ПГ (симметричное расположение петель),
для секционного подобная задача должна решаться и для отдель-
ных секций.
При выборе циркуляционной схемы пароводяного тракта обыч-
224
225
Таблица 5.1. Основные характеристики парогенераторов быстрых реакторов
Характеристика	БН-350 (СССР)	БН-600 (СССР)	«Феникс» (Франция)	«Супер- Феникс» (Франция)	PER (Англия)	SNR (ФРГ)	«Клинч - Ривер» (США)
Единичная тепловая мощность, МВт	200	490x3	563x3	750	200	85,5x9	326x3
Число парогенераторных блоков	6	3X8	33	4	3	3X3	3x3
Тип парогенератора	Корпусный	Микромо- дуль ный	Микромо- дульный	Корпусный	Корпусный	Корпусный	Корпусный
Температура натрия, °C	450/265	518/328	550/350	525/345	532/370	520/335	503/343
Температура пара и воды, °C	435/158	505/241	512/246	490/235	516/288	500/253	480/232
Давление пара на выходе, МПа	4,9	15,5	16,8	18,4	16,4	16,4	10,5
Паропроизводительность, кг/с	76	179	210	342				—	142
Материал: испарителя паропере гревателя	Перлитная сталь 1Х2М	1Х2М 1Х18Н9Т	2,25 CrMg Нержавею- щая сталь	Инкаллой 800	2,25 Сг 1 Мо Нержавею- щая сталь	Нержавею- щая сталь	2,25 Сг 1 Мо
Трубки испарителя: диаметр, мм длина, мм число трубок	32x2 6000 816	16x2,5 15 200 349	28X4	25X2,6 92 600 357	—	17,2x2 20 000 211	15,9x2,8 14 000 757
Трубки пароперегревателя: диаметр, мм число трубок	16x2 816	16x2,5 239	31,8x3,6	25x2,6 357	—	17,2X2 211	15,9x2,8 757
Масса отдельных модулей, кг	—	20 000	—	150 000	—	27 300	73 900
Рис. 5.3. Схема корпусных
парогенераторов:
а — интегральный (однокорпус-
ный); бдвухкорпусный; в —
трехкорпусный; 1 — паропере-
греватель; 2 — испаритель;
3 — экономайзер
но рассматриваются два варианта: многократная естественная или
принудительная циркуляция и прямоток.
Основным фактором при выборе той или иной схемы должны
быть параметры установки. При давлениях менее 10 МПа преи-
мущество следует отдавать многократной естественной циркуля-
ции, при больших давлениях целесообразно использовать прямо-
точную схему. Прямоточные ПГ для электростанций, работающих
на ископаемом топливе, достаточно изучены и показывают хоро-
шие эксплуатационные характеристики. Эксплуатация натриевых
ПГ покажет, приводит ли натриевая среда к более жестким усло-
виям, чем другая теплопередающая среда, за счет возможно боль-
ших циклических изменений теплового потока и т. п.
В последнее время большое внимание уделяется схеме с мно-
гократно принудительной циркуляцией, однако ее внедрение свя-
зано с созданием специальных циркуляционных насосов большой
производительности.
Основные типы конструкции ПГ натрий — вода. На современ-
ном этапе развития конструкций ПГ для АЭС с быстрыми реак-
торами, работающих на натрии, можно выделить два основных
направления:
1) корпусные, которые обеспечивают снятие тепловой мощно-
сти одной реакторной петли, характеризующиеся корпусом боль-
шого размера; отсутствием параллельного включения корпусов,
невозможностью отключения какого-либо корпуса без нарушения
технологического режима данной петли. Каждый корпус объеди-
няет в себе полностью один или даже несколько функциональных
элементов парогенератора (экономайзер, испаритель, паропере-
греватель и т. д.) Если корпус включает в себя все эти элементы,
то это будет интегральная (однокорпусная) конструкция
(рис. 5.3). При делении корпуса по функциональным признакам
получаются двух- или трехкорпусные конструкции;
2) секционные (модульные), характеризующиеся наличием па-;
раллельного включения секций, объединением всех функциональ-
ных, элементов парогенератора в одном модуле или нескольких,
работоспособностью всего парогенератора при отключении одной
или даже нескольких секций.	I
Секция может быть выполнена в интегральном (одномодуль-
ном) исполнении (рис. 5.4, а), двухмодульном (рис. 5.4,6), трех-
модульном (рис. 5.4, в) и т. п.
Под ПГ быстрых реакторов подразумевается агрегат, предна-
значенный для выработки водяного пара заданных параметров
226
Рис. 5.4. Схемы секционных (модуль-
ных) парогенераторов:
а — интегральная (одномодульная); б —
двухмодульная; в — трехмодульная
совместно с системами водоподготовки, сброса продуктов реакций
натрий — вода, обнаружения течи и т. д., что обеспечивает его
работу в нормальных и аварийных режимах. Такое определение
правомерно, так как каждому типу ПГ соответствуют свои сис-
темы.
Под секцией понимается часть ПГ, представляющая собой
один или группу модулей, которые могут быть отключены одно-
временно. Модулем называется отдельный, технологически завер-
шенный в заводских условиях элемент конструкции, обладающий
признаками теплообменного аппарата (наличие корпуса, тепло-
обменных элементов, входных и выходных камер теплоносителя
и т. д.). Модуль может иметь одно отдельное назначение (эконо-
майзер, испаритель) или объединять несколько элементов, т. е.
может быть комбинированным. По размерам модули классифици-
руются на микромодули (1 МВт), модули малой мощности (1 —
10 МВт), средней (10—100 МВт) и большой (свыше 100 МВт).
Критерием корпусных и секционных ПГ является также форма
обогреваемой поверхности и их корпуса (рис. 5.5).
Парогенератор со спиральными и змеевиковыми трубками не
допускает модулирования из-за больших проигрышей в объеме
вследствие необходимости навивки первого ряда на большой диа-
метр.
Парогенераторы подразделяются на прямой тип, когда натрий
обтекает теплообменную поверхность (трубки), и обратный, когда
натрий протекает внутри теплообменных трубок. При классифи-
кации ПГ вновь становится важным критерием одностенная конст-
рукция теплообменной поверхности, когда с одной стороны труб-
ки протекает натрий, а с другой — вода или пар, или двухстен-
ная (двухтрубковая), где теплообменная поверхность образована
двумя соосными трубками с кольцевым промежутком между ни-
ми, предотвращающим прямое соединение воды с натрием. Про-
межуток может быть заполнен гелием, ртутью и т. п.
Особый случай представляет конструкция, где по отдельным
трубкам протекает натрий, а по другим — вода и пар; эти трубки
соединены между собой теплопередающими ребрами или сплош-
ным теплопередающим материалом.
У каждого названного типа ПГ есть свои преимущества и не-
достатки, и каждый прошел различные стадии проверки либо на
экспериментальных стендах, либо на опытных реакторах. Получен-
ные результаты были различны, причем успех или неудача зави-
сели от выбора конструкционных материалов, качества исполне-
227
Рис. 5.5. Конструкционные
схемы парогенераторов
АЭС:
а — вертикальный с парал-
лельным пучком трубок и
температурной компенсацией
на корпусе; б — вертикальный
с параллельным Пучком тру-
бок и индивидуальной термо-
компенсацией; в — вертикаль-
ный L-образный, который мо-
жет быть перевернутого ти-
па; г — типа «хоккейной клюш-
ки»; д — U-образный с вер-
тикальным пучком и кожухом;
е — U-образный с горизонталь-
ным пучком и кожухом; ж—
вертикальный цилиндрический
с U-образными трубками; з,
и — вертикальный цилиндриче-
ский с трубками в виде змее-
вика, имеющий	прямо-
угольный и скругленный шаг;
к — вертикальный цилиндри-
ческий со спиральными труб-
ками; л, м — вертикальный ци-
линдрический с трубками
Фильда
ния, контроля за качеством, монтажа и условий эксплуатации
и т. и. Решающим, естественно, стал критерий обеспечения непре-
рывной безопасности при разумной экономии (это требование
обычно противоречиво).
Корпусные ПГ более компактны, менее металлоемки, требуют
наименьших строительных парогенераторных помещений, а так-
же минимальных затрат на обвязку ПГ трубопроводами, мини-
мального количества контрольно-измерительных приборов. Важ-
ным преимуществом корпусных ПГ является возможность прове-
дения всего цикла по изготовлению и испытанию в заводских ус-
ловиях (рис. 5.6).
К недостаткам корпусных ПГ относят: усложнение технологии
изготовления и удлинение технологического цикла изготовления,
связанные с большой тепловой мощностью; сложность поиска де-
фектных трубок в условиях эксплуатации; необходимость прове-
дения ремонтных работ в ПГ значительных габаритов при повреж-
дении нескольких или даже одной теплопередающей трубы; не-
возможность определения развития течи и, следовательно, про-
должения эксплуатации после устранения течи, так как есть ос-
нования предполагать, что материал соседних трубок в резуль-
тате реакции натрия с водой может получить значительные струк-
турные изменения при больших течах и сквозные повреждения при
малых.
228
Рис. 5.6. Схема парогене-
ратора БН-350:
1	— испаритель; 2 — перегре-
ватель; 3 — перегретый пар;
4	— сепаратор; 5 — уровень
воды;	6 — уровень натрия;
7	— трубка Фильда; 8 — слив-
ной бак; 9 — разрывная диаф-
рагма
Преимущества секционных ПГ следующие: простота техноло-
гии изготовления; возможность проверки теплогидравлических ха-
рактеристик в стендовых условиях непосредственно на модулях
натуральных размеров; высокая надежность в связи с возмож-
ностью локализации аварии, вызванной разрушением трубки, в
пределах одного модуля; возможность работы при выходе из
строя других модулей; ПГ любой мощности можно смонтировать
из стандартных, тщательно проверенных модулей; умеренная ско-
рость модуля.
Большими преимуществами являются возможность организа-
ции серийного производства модуля, удобная транспортировка и
блочный монтаж. В модульных ПГ можно обеспечить повышенную
чувствительность системы обнаружения утечек за счет уменьше-
ния степени растворения водорода в натрии в точке отбора пробы
(рис. 5.7).
К недостаткам секционных ПГ относятся: меньшая компакт-
ность по сравнению с корпусными; большие габариты и суммар-
ная металлоемкость; большая суммарная стоимость; большая
сложность (коллекторы, арматура, приборы и т. п.); возможность
появления неравномерности расхода при большом числе парал-
лельных каналов; более высокое давление при реакции натрия с
водой.
С точки зрения безопасности самым надежным является ПГ с
трубками, соединенными теплопроводящими ребрами, по кото-
рым отдельно протекают натрий и вода. Конструкция подобного
ПГ на английском быстром реакторе «Даунри» мощностью
60 МВт зарекомендовала себя положительно. Однако такая кон-
струкция для большого блока является в настоящее время нере-
альной из-за непропорциональной массы и требований к строи-
тельной площадке. Несмотря на это, концепция безопасности воз-
229
Рис. 5.7. Конструкционная схема микромодульного парогенератора
вращает конструкторов к ПГ с двухстенными трубками, с гелие-
вой или натриевой индикацией негерметичности в промежуточном
слое, которые разрабатывались более 20 лет назад.
Определенные надежды возлагают на обратный тип ПГ, в
которых внешнее давление воды при неплотном соединении в
стенке трубки должно герметизировать ее совместно с затвердев-
шими продуктами реакции в микроотверстиях. Повреждение в
этом случае ограничивается только одной разгерметизированной
трубкой. Однако реальный ответ даст лишь продолжительная экс-
плуатация. При успешном результате можно говорить об исклю-
чении из схемы промежуточных теплообменников натрий — нат-
рий и проектировать АЭС по двухконтурной схеме, дающей зна-
чительный экономический эффект.
Факторы, влияющие на надежность работы ПГ. Накопленный
опыт показывает, что повреждение от реакции натрия с водой яв-
ляется главной причиной эксплуатационных аварий в парогенера-
торных установках с натриевым теплоносителем. В настоящее вре-
мя надежность и работоспособность парогенератора являются од-
ной из самых актуальных проблем.
Как показывает опыт эксплуатации, одной из основных при-
чин аварий является утечка воды (пара) в районе сварных соеди-
нений труб с трубной доской. Вследствие этого одним из основных
•требований является минимизация сварных соединений (идеаль-
ной была бы конструкция без сварных швов, которые могут про-
пускать воду или пар в натрий). С этой точки зрения представ-
ляет определенный интерес расположение трубных досок в газо-
230
Рис. 5.8. Парогенератор АЭС «Клинч-Ри-
вер»:
1 — вход натрия; 2 — выход, пара; 3 — теплооб-
менные трубки; 4 — сбросной патрубок; 5 —
выход натрия; 6, — ремонтный люк; 7 — вход
питательной воды (пароводяной смеси)
вой полости над натрием. Чрезвычай-
но важно также обеспечить плотность
вальцевания, чтобы натрий не мог
проникать в щель между трубкой и
трубной доской и оставаться там, не
удаляясь при дренировании и тем бо-
лее при промывке. Представляет инте-
рес соединение труб с трубной доской
стыковым способом, при котором ис-
ключается зазор между трубкой и
трубной доской (рис. 5.8). Кроме того,
для предупреждения реакций нат-
рий—вода необходимо стремиться
к минимуму заводских дефектов, что
достигается ужесточением норм каче-
ства труб, повышением гарантий каче-
ства, введением неразрушающих мето-
дов контроля всех элементов, которые
разделяют воду и натрий, улучшением
заводской технологии.
Одной из мер по увеличению на-
дежности ПГ является сокращение
поверхности (соответственно и свар-
ных швов), соприкасающейся с натрием. Например, паро-
вой промперегрев пара снижает КПД установки по сравне-
нию с высокотемпературным натриевым промперегревом на
1—2 %. Однако такое мероприятие позволяет повысить на-
дежность работы установки в связи с сокращением значи-
тельной поверхности контакта с натрием. Вследствие этого
в проектах быстрых реакторов большой мощности (БН-1600, «Су-
пер-Феникс») в качестве варианта предусмотрен паровой проме-
жуточный перегрев. В то же время, не затрагивая параметры па-
росилового цикла и температуры теплоносителя в реакторе, благо-
даря перераспределению температур теплоносителя второго кон-
тура можно изменить соотношение между теплопередающими по-
верхностями ПТО и ПГ. При всех прочих равных условиях дости-
жение высоких температур в промежуточном контуре ведет к уве-
личению теплопередающей поверхности в ПТО и уменьшению в«
ПГ. Снижение температур промежуточного контура приводит к
обратному эффекту. Из опыта работы экспериментальных и де-
монстрационных быстрых реакторов известно, что показатели на-
дежности ПТО и ПГ существенно различны. В связи с этим це-
231
лесообразно уменьшить теплопередающую поверхность и число
парогенерирующих труб ПГ. Однако необходимо отметить, что при
использовании интегральной конструкции реактора возможности
оптимизации парогенератора несколько ограничены, поскольку
увеличение габаритов теплообменника сопряжено с увеличением
корпуса реактора.
Одним из важных вопросов при рассмотрении надежности па-
рогенератора является выбор толщины стенки трубки. Очевидно,
что для повышения эффективности теплопередачи следует стре-
миться к максимальному уменьшению стенки теплопередающей
трубки. Но уменьшение стенки трубки приводит к значительно
более заметному влиянию дефектов технологии изготовления тру-
бок парогенератора (местные утонения, шлаковые включения, по-
вреждения при изготовлении и т. д.). Поэтому целесообразно по-
ступиться в какой-то мере коэффициентом теплопередачи при уве-
личении толщины стенки с тем, чтобы свести к минимуму возмож-
ность разрыва теплопередающей трубки.
Повышенное внимание уделяется также температурному режи-
му трубок ПГ, так как большие тепловые потоки могут вызвать:
увеличение перепада температур по толщине стенки трубок и со-
ответствующее повышение статистических и переменных темпера-
турных напряжений; последние (и наиболее опасные) возникают
как при переменных режимах установки, так и при стационарных
в зоне ухудшенного теплообмена; кризис теплообмена (1-го рода)
и местное ухудшение температурного режима металла трубок; ин-
тенсификацию коррозионно-усталостных явлений.
Одним из путей снижения локальных тепловых потоков явля-
ется повышение давления в пароводяном тракте.
Так как с повышением давления уменьшается значение мас-
сового паросодержания, зона наступления кризиса смещается в
область меньших перепадов температур между натрием и водой.
Кроме того, при повышении давления повышается температура
насыщения. Все это в итоге существенно снижает максимальный
тепловой поток в конце участка развитого пузырькового кипения.
Одновременно с повышением давления улучшается теплоотдача в
зоне ухудшенного теплообмена, что повышает тепловой поток на
этом малоэффективном с точки зрения теплопередачи участке и в
итоге приводит к выравниванию тепловых потоков по длине труб-
ки испарителя. Повышение давления увеличивает механические
напряжения в стенке от внутреннего давления, но при этом умень-
шаются термические напряжения, которые являются преобладаю-
щими. Снижение теплового потока приведет к снижению амплиту-
ды пульсации температуры стенки в области между развитым
кипением и ухудшенным теплообменом. В оценках работоспособ-
ности парогенерирующей поверхности указанное различие имеет
большое значение и может привести к существенному увеличению
срока службы парогенератора.
Парогенератор АЭС БН-600 (рис. 5.9) выполнен прямоточным,
секционного типа, состоящим из восьми однотипным секций, а
232
Рис. 5.9. Схема парогенератора установки БН-600:
1 — выход перегретого пара; 2 — выход пара промежуточного пароперегревателя; 3 —
подача питательной воды; 4 — питательная вода; 5 — пар высокого давления; 6 — паро-
перегреватель; 7 — испаритель; 8 — промежуточный перегреватель; 9 — вход натрия; 10 —
выход натрия; 11 — насыщенный пар; 12 — насыщенный пар от сепаратора; 13 — насы-
щенный пар к сепаратору; 14 — подача газа к пароперегревателю; 15 — выравнивающая
емкость; 16 — выход продуктов; 17 — пар промежуточного перегревателя
секция, в свою очередь, — из трех функциональных агрегатов-моду-
лей: испарителей, пароперегревателя и промпароперегревателя,
представляющих собой вертикальные кожухотрубные теплообмен-
ники с прямыми трубками.
Модуль испарителя имеет одинаковую по конструкционному ис-
полнению нижнюю камеру подвода питательной воды и верхнюю
камеру выхода слабоперегретого пара, выполняемые из стали.
В нижней камере на входе в каждую трубку установлены дрос-
сельные шайбы. В верхней камере внутрь каждой трубки введены
тонкостенные вставки, осуществляющие тепловую защиту узла
заделки труб в трубную доску при пульсациях температуры пара
на выходе из модуля испарителя.
На трубных досках со стороны натрия расположена тепловая
защита.
Корпус испарителя выполнен из стали и состоит из верхней
и нижней натриевых камер, соединительных деталей под сварку
с пароводяными камерами и цилиндрической частью корпуса, лин-
зового компенсатора.
9 Зак. 1986
233
Трубный пучок испарителя состоит из 349 бесстыковых труб
из стали 1Х2М диаметром 16X2,5, длиной 15,2 м. Трубки заваль-
цованы в трубные доски на всю толщину и обварены по торцу.
Модули пароперегревателя и промперегревателя конструкци-
онно аналогичны модулю испарителя и отличаются от него мате-
риалами (сталь Х18Н9), меньшим числом труб пучка и несколько
меньшей длиной.
Таким образом, конструкции всех трех теплообменных моду-
лей секции аналогичны и характеризуются вертикальным распо-
ложением, прямыми трубками, не имеющими сварных стыков, на-
личием компенсатора на корпусе, тем, что трубные доски через;
тепловые экраны находятся в контакте с натрием.
Тепловая и гидравлическая схемы ПГ выполнены на основе
следующих принципов: противоточное движение натрия и воды-
пара; движение нагреваемой среды (воды-пара по тракту высокого
давления) снизу вверх и греющей среды (натрия) сверху вниз
для удовлетворения условиям надежной естественной циркуляции;,
параллельный обогрев натрием высокотемпературной части трак-
та высокого давления и тракта промежуточного перегрева пара и
объединение двух потоков натрия в «холодной» части ПГ; разме-
щение уровня натрия за парогенератором в буферной емкости;
исключение длительного попадания воды и пароводяной смеси в
пароперегреватели.
Основные теплотехнические величины и параметры парогене-
ратора в номинальном режиме представлены в табл. 5.1.
Для обеспечения безопасной работы парогенератора он снаб-
жен системой аварийной защиты. В систему входят: 1) оборудо-
вание для сепарации натрия и приема продуктов взаимодействия
в случае разрыва теплообменных трубок (буферная емкость и
сбросные емкости-сепараторы; 2) комплект арматуры, в том числе
мембранные разрывные устройства для выброса продуктов взаи-
модействия из объема ПГ (установлены на буферной емкости),
быстродействующая отсечная арматура по питательной воде и.
арматура обезвоживания парогенератора (время срабатывания
5 с), комплект отсечной натриевой, пароводяной и газовой арма-
туры; 3) комплект контрольно-измерительных приборов; 4) сис-
тема автоматики и блокировок, обеспечивающая нормальную экс-
плуатацию ПГ и его безопасность в аварийных режимах, в том
числе принудительное срабатывание клапанов выброса продуктов;
взаимодействия из ПГ при достижении заданного давления; пре-
кращения подачи питательной воды и обезвоживание ПГ при сра-
батывании клапанов выброса продуктов взаимодействия.
Факт наличия течи устанавливается системой контроля содер-
жания водорода в натрии и газе. Обнаружение течей производит-
ся системой, контролирующей содержание водорода в натрии на
выходе из каждой секции ПГ, а также в газовой подушке газо-
анализаторами, установленными на каждой буферной емкости.
Система контроля позволяет обнаружить течь размером 0,11 —
0,22 г/с за 56 с, при меньших размерах те^и время обнаружения
234
увеличивается. Газоанализаторы позволяют определить практиче-
ски любую течь воды в натрий соответствующей петли. Однако
время определения велико, поскольку концентрация водорода в
газовом объеме буферной емкости увеличивается медленно.
По характеру развития аварии в зависимости от размера течи
и защитным мероприятиям аварийные режимы разделены на три
вида: большая течь, малая течь с осушением ПГ, малая течь с
отключением дефектной секции.
При большой течи (резкое повышение давления во втором
контуре) автоматически производятся следующие операции:
1) разрыв мембранно-разрывных устройств (принудительно или
самопроизвольно от воздействия давления); 2) закрытие быстро-
действующих клапанов на подводе питательной воды к ПГ; 3) от-
крытие быстродействующих сбросных устройств сброса питатель-
ной воды в расширитель; 4) закрытие задвижек на подводе пи-
тательной воды к ПГ и на выходе из ПГ; 5) закрытие быстродей-
ствующих задвижек на холодной и горячей линиях промежуточ-
ного перегрева; 6) отключение работающих питательных насосов
и ГЦН второго контура.
Продукты взаимодействия поступают в сбросные емкости.
Парогенератор дренируется по второму и третьему контурам. Течи,
действие которых в основном ограничивается местом повреждения
и которые не ведут к резкому увеличению давления и разогрева,
считают малыми. Однако при этом будет происходить дальнейший
износ дефектной трубки и износ соседних трубок.
В зависимости от исходного размера течи скорость развития
процесса разрушения трубок различна. При течах, не вызываю-
щих быстрого увеличения давления в буферной емкости, но при-
водящих к значительной коррозии трубок, требуется быстрое осу-
шение парогенератора. Указанную операцию осуществляет опера-
тор. Блокировки проходят в той же последовательности, что и в
режиме большой течи, за исключением принудительного подрыва
мембранно-разрывных устройств на буферной емкости. При мед-
ленном поступлении воды в натрий (до нескольких десятков грамм
в час) отключается дефектная секция ПГ.
Таким образом, конструкция прямоточного ПГ для АЭС
БН-600 может быть классифицирована как модульная секцион-
ная, т. е. выполненная из восьми параллельно включенных авто-
номных секций с возможностью отключения при необходимости
любой из них по всем рабочим средам от остальной части паро-
генератора.
В установке БН-600 предусмотрена система регулирования тех-
нологических параметров. В энергетическом режиме нормальной
эксплуатации (25—100 %) система обеспечивает поддержание в
соответствии с заданными статическими характеристиками сле-
дующих параметров (в части ПГ): расхода теплоносителя по
второму контуру; температуры и давления острого пара; темпе-
ратуры теплоносителя второго контура на выходе из ПГ; расхода
питательной воды.
9*	235
Система регулирования расхода теплоносителя второго контура
поддерживает расход по второму контуру путем изменения часто-
ты вращения электродвигателя гцн второго контура (соответст-
венно расхода). Расходом второго контура корректируется тем-
пература острого пара. Для этого предусмотрена подача импульса
от датчика температуры, установленного на каждом дбщем кол-
лекторе пара от четырех пароперегревательных секций ПГ.
Температура теплоносителя второго контура на выходе из ПГ
регулируется расходом питательной воды. Расход питательной
воды регулируется клапанами, установленными на подводе пита-
тельной воды к четырем испарительным секциям. Воздействие на
клапан производится от регулирующего устройства в зависимости
от следующих поступающих импульсов: по температуре теплоноси-
теля на выходе из каждого испарительного модуля, по числу обо-
ротов ГЦН второго контура, по общему расходу питательной воды.
Регулирование давления острого пара производится регулирую-
щими клапанами турбины, импульс на которые поступает от дат-
чика давления, установленного на перемычке по острому пару
перед стопорными клапанами турбины.
5.2.2. Особенности теплогидравлического расчета
парогенераторов
Поскольку теплогидравлические характеристики промежуточ-
ных теплообменников и ПГ взаимно влияют друг на друга, то це-
лесообразно проводить совместный тепловой расчет.
По методике совместного расчета рассматриваются отдельно
испаритель, пароперегреватель, промежуточный пароперегрева-
тель и промежуточный теплообменник. В испарителе выделены
следующие зоны теплообмена: экономайзерная зона (х<0), зона
развитого кипения (0<х<хГр), закризисная зона (хГр<*<1).
Система уравнений, описывающих теплообмен по участкам
установки в соответствии с расчетной схемой (рис. 5.10), имеет
следующий вид:
Теплообмен в испарителе
Экономайзерная зона:
где /2— температуры теплоносителя на входе и выходе ПГ;
Лт.в — температура питательной воды; G2, D — расходы по второму
и третьему контурам; /э — температура теплоносителя на границе
экономайзерной зоны; Fx — коэффициент теплопередачи и по-
верхность расчетного участка.
Зона развитого кипения:
^А^гр—U = ^rpD;)
236
Рис. 5.10. Расчетная схема АЭС с быстрым реактором:
/ — насос второго контура; 2 — насос первого контура; 3 — реактор; 4 — промежуточный
теплообменник; 5 — промежуточный пароперегреватель; 6 — пароперегреватель; 7 — испари-
тель (7а — экономайзерная зона, 76 — зона развитого кипения; 7в — закризисная зона;
7г — зона перегрева); 8 — питательный насос
сА(4р 4)	in [(#гр_ ts)/(ta- ts)] ’
где /Гр— температура теплоносителя на границе зоны развитого
кипения.
Закризисная зона:
(/з /гр) О ^гр)
CpG2 (t3 — /гр) = k3F4 in[(/3-zs)/(<rp-/s)] ’
где /3 — температура теплоносителя на границе закризисной зоны.
Зона перегрева пара:
где Ри— поверхность испарителя; /и — температура теплоносителя
на входе в испаритель; /^.п, /'п.п— температура и энтальпия пара
на выходе из испарителя.
Теплообмен в пароперегревателе
237
I
Теплообмен в промежуточном пароперегревателе
^р^2 0 ф) (^1 4тр) ~ ^Ф1 Опр.П *пр.п)>
Ср@2 (1 ф) (6. ^Пр) ~ ^7^7	~	"	। ч. ’
1П [(/пр — *пр.п)/(^1 “ ^Пр.п)]
•	61Ф “Ь ^пр (1	ф)>
где ^пр.п, i'np.n — температура и энтальпия пара на входе и выхо-
де из промежуточного пароперегревателя; /п.п, *п.п— температура и
энтальпия пара на выходе из пароперегревателя; /п, ^пр — темпе-
ратуры теплоносителя на выходе из пароперегревателя и проме-
жуточного пароперегревателя; ср — доля теплоносителя второго
контура, идущая в пароперегреватель; q>i— доля пара, идущая в
промежуточный пароперегреватель.
Пароперегреватель и промежуточный пароперегреватель яв-
ляются параллельно включенными теплообменниками (по грею-
щему теплоносителю) с одинаковой температурой на входе. Ис-
ходя из этого данную температуру можно выразить через темпе-
ратуры теплоносителя на выходе из пароперегревателя, проме-
жуточного пароперегревателя и на входе в испаритель (темпера-
туру смешения) в виде
f	^П.П^Ф~~ ^пр.пг (1 ф)
1	1 + z' (ф — 1) — Иф
где
Температура пара на выходе из пароперегревателя и промежуточно-
го пароперегревателя находится из уравнений
/	^СА(1 — ф)
^пр.П ^пр.п Т VI ^пр.п/ 2 7Г	yr—— »
Ьрпр.п2-7Ф1
где Ср, Ср пр.п, Ср п.п — теплоемкости соответственно теплоносителя,
пара в пароперегревателе и пара в промежуточном пароперегре-
вателе.
Теплообмен в промежуточном теплообменнике
где Ть Т2 — температуры теплоносителя первого контура на вхо-
де и выходе из теплообменника; G[ — расхЪд теплоносителя пер-
238
вого контура. Математические преобразования уравнения могут
быть записаны в виде
+ \t — tr
emk1F1 ___ J
где
т =---
^2 (^1	^2)
Получена система из 13 нелинейных уравнений. Неизвестными
в данной системе являются следующие величины:	Т2, /1, /п.п,
/пр.п, /и, /3, /гр, 4, /zn.n, ^2, А, Л, Српр.п, /п.п (При расчете темпе-
ратур) ИЛИ Т2, /1, /пр. п,/Zn.n, p2t Р%> Р4, Ср пр.п, /и, ^п.п, /з, /гр, /э, Фб
D (при нахождении расходов по второму и третьему контурам, Т\
и /п.п в этом случае заданы).
Данная система уравнений является неопределенной, так как
число неизвестных превышает число уравнений. Для доопределе-
ния системы можно ввести ряд допущений: принять теплоемкость
пара в промежуточном перегревателе известной и выразить fn.n =
— f (/Zn.n, pZn.n) .
Однако непосредственное решение системы из 13 нелинейных
уравнений является достаточно сложной математической задачей,
поэтому расчет производится путем последовательного решения
уравнений системы, начиная с уравнений, для решения которых
достаточно исходных данных.
Расчет начинается с экономайзерной зоны испарителя, где из-
вестны /п.в, /2 (задана, поддерживается системой регулирования),
G2 и D (либо заданы, либо принимаются), затем рассчитывается
зона развитого кипения и закризисная зона. В рассматриваемый
ПГ не допускается выход влажного пара из испарителя в паро-
перегреватель, поэтому в алгоритм расчета вводится условие: если
(Т^ + ^з + ^Ч) >Ль то расчет повторяется с уменьшенным расхо-
дом по второму контуру.
Зона перегрева пара в испарителе обычно находится интер-
вально-итерационным методом путем сравнения полученной рас-
четной поверхности испарителя с реальной. Расчет заканчивается
при выполнении условия
0,001, где Fs = F2+A+;
+ /*4 +Д/7.
Пароперегреватель и промежуточный пароперегреватель на-
ходятся итерационным методом. Ориентировочно задается тепло-
емкость пара в пароперегревателе. Затем определяются темпера-
туры острого пара на выходе из ПГ и натрия на входе в ПТО. По
полученной температуре пара определяется его теплоемкость
Срп<п= (/п.п—i'п.п)/(/п.п—/zn.n) и сравнивается с заданной. Еслц
239
полученная теплоемкость пара незначительно отличается от задан-
ной, то расчет повторяется с полученной теплоемкостью.
При расчете установки без промежуточного пароперегревателя
расчет пароперегревателя ведется аналогично расчету зоны пере-
грева пара в испарителе. После расчета ПГ по известным темпе-
ратурам теплоносителя второго контура и расходам по первому и
второму контурам определяются температуры натрия на входе и
выходе из промежуточного теплообменника.
Системой регулирования параметров установки в режиме нор-
мальной эксплуатации (25—100 % Мюм) поддерживается темпе-
ратура острого пара на выходе из. ПГ и температура теплоносите-
ля второго контура на выходе из парогенератора за счет регу-
лирования расходов по второму и третьему контурам. Температура
теплоносителя первого контура на выходе из реактора поддержи-
вается по определенному закону в зависимости от мощности уста-
новки.
Нахождение расходов теплоносителя второго контура и пита-
тельной воды, соответствующих заданным температурам, произ-
водится методом приближений. Регулируемые расходы определя-
ются путем решения квадратичных уравнений
С2 = 4 (Л)2 + А2Т1 + 4;
D =• Bl (/п.п) “Г ^2^п.п “Г В3,
где T3i, /Зп.п — заданные температуры.
Коэффициенты уравнений Ai—А3 и Bt — В3 находят подста-
новкой в уравнения трех значений каждого из параметров G2, D,
Г31 и /Зп.п, из которых два последних определяются для каждого
уровня мощности из решения системы уравнений при заданных
G2 и D, причем средние значения G2 и D задаются ориентировоч-
но пропорционально мощности, остальные два значения — исходя
из обеспечения сходимости решения системы уравнений. Числен-
ное решение системы уравнений необходимо производить на ЭВМ.
Методика теплового расчета парогенератора с трубками Филь-
да. Одной из принятых в настоящее время конструкционных схем •
ПГ жидкий металл — вода является схема с трубками Фильда.
Технологичность, простое и надежное решение вопроса компенса-
ции температурных расширений, возможность различных вариан-
тов компоновки трубок Фильда в корпусах привлекают внимание
разработчиков.
При расчетах теплообменной поверхности систем с трубками
Фильда основное уравнение теплопередачи в его простом виде
Q — kFAtcp не является достаточно строгим. Настоящее уравнение
требует определения средней разности температур Д/Ср, последняя
же в случае трубок Фильда практически теряет свою определен-
ность, так как теплопоглощающая среда в кольцевом зазоре, на-
греваясь сама, в то же время передает часть тепла среде во внут-
ренней (байонетной) трубке. По оценкам ученых, пренебрежение
240
Рис. 5.11. Расчетная схема
прямотока
Рис. 5.12. Расчетная схема
противотока
теплообменом между потоками внутри трубки завышает среднюю
логарифмическую разность температур греющей среды и пита-
тельной воды на 20—25 % против истинного значения.
Предлагаемая методика рассматривает аналитическое решение
дифференциальных уравнений, описывающих теплообмен в паро-
генерирующей трубке Фильда с экономайзерным и испаритель-
ным участками. Парогенерирующая трубка Фильда разбивается
на два участка — экономайзерный и испарительный, теплообмен
на каждом участке описывается тремя дифференциальными урав-
нениями. Уравнения решаются для двух наиболее часто встречаю-
щихся схем теплообмена в ПГ, набранных из трубок Фильда.
В предлагаемых схемах питательная вода поступает во внутрен-
нюю трубку, а из кольцевого канала выходит пароводяная смесь.
Случай, когда направление движения греющей среды совпадает
с направлением движения пароводяной смеси, будет называться
схемой прямотока (рис. 5.11), когда же направление движения
греющей среды противоположно направлению движения парово-
дяной смеси, — схемой противотока (рис. 5.12).
Математическое описание задачи для обеих схем производи-
лось при следующих допущениях: 1) внутренняя и наружная
трубки имеют одинаковую длину; 2) теплоемкости греющей сре-
ды и питательной воды, а также коэффициенты теплопередачи
постоянны по длине трубок в пределах рассматриваемого участка.
Дифференциальные уравнения теплопередачи для парогенери-
рующей трубки Фильда в случае противотока имеют вид:
для температуры питательной воды во внутренней трубке на
испарительном участке
CpG2dt)dz = k± (ts — /);
для энтальпии пароводяной смеси в кольцевом канале на ис-
парительном участке
G2di/dz = Q + k2 (Т - /5);
241
для температуры греющей среды на испарительном участке
CpfirdT/dz = k2 (ts — T);
для температуры питательной воды на экономайзерном участке
во внутренней трубке	1
CT1G2dt/dz — k\ (0 — /);
для температуры греющей среды на экономайзерном участке
CPlG1dr/dz = fe(0 —Т).
Введем следующие обозначения: CpG2/^i=ti; G2/(/?i + fe2) =Т2;
CpIG1/A3=T3; GpG^7! =Т4’,	GpG2/(A,i+A,2) =Т5; GPj G1/&,2=T6J
+ ^2) =ф;	+^2) =Р-
Решая дифференциальные уравнения и производя некоторые
алгебраические преобразования, получаем следующие уравнения:
распределения температуры питательной воды во внутренней
трубке по длине испарительного участка
t = + (*1 — О exp (— z/ь);
распределения температуры греющей среды по длине испари-
тельного участка
Т = ts + (T1 — ts) exp (— z/t3\
распределения теплосодержания пароводяной смеси в кольце-
вом канале по длине испарительного участка
i = bx± [ 1 — exp (— z/tJ] + ат3 [ 1 — exp (—z/r3)] + iQ,
где
& = — P&-U; а = —(1-Р)(Л-О;
т2	т2
распределение температуры греющей среды по длине экономай-
зерного участка
т = — exp [р, (Z — /)] + — exp [р2 (z — /)]+С,
Pi	Рг
где А, В и С — постоянные, определяемые из граничных условий
и условий сшивки; pi и р2— корни характеристического урав-
нения
р2 + Yip + ?г = °; pi,2 = J^- + ^/r(-у-)2 + ъ ;
242
распределения температуры питательной воды в кольцевом ка-
нале на экономайзерном участке
6 = а(-^ + T^explp^z — /)] + В (— + тЛ exp[p2(z—/)] + С.
\ Pi J	\ Рг J
Постоянные А, В и С находятся из решения системы уравне-
ний распределений температур для экономайзерного участка при
условии сшивки
где Ti = T(l) и = находят из уравнений для испарительного
участка, a ts является функцией давления.
Из коэффициентов при постоянных А, В, С системы уравне-
ний составляется матрица для нахождения определителей системы
и постоянных А, В, С. После вычисления определителей системы
найдем значения А, В, С:
Р2 Ф1Р2 + 62 ~ Т6) — рг (Ь1р1 + 62 — Т6)
Р1Р25Л (Р2 — Р1)
_ (^1 — ts) т6 (ра — pj exp (— Z/Tx)
P1P2^1T6 (p2 Pl)
Найдя значения А, В, С и подставив их в уравнения, получим
выражения для определения распределения температур греющей
среды и питательной воды на экономайзерном участке.
Дифференциальные уравнения теплопередачи для случая пря-
мотока составляются как и для противоточной схемы.
Уравнения распределения температур греющей среды и пи-
тательной воды на экономайзерном участке можно записать в
виде
Т = — ехр p\z + -4- ехр р'г + С;
Pi	Pi
243
условий: при
Постоянные А, В, С определяются из граничных
2=0, 0 = Z, Т = 7\
—.—।-----—р С == 7\; Арх + Вр2 = 0;
Pi Р2
при z = l, B — ts
Avt exp prl + Bv2 exp p'Z + C = ts.
Здесь Pi = 61P2 + ^2 — те; p2 = SA + 62 —т6;	^-~4-т6; v2 =
Из решения уравнения находят выражения постоянных:
1	•'S
* _ Pi
Pi р2Рз
Pl
— exp p2l
P2
J_____Pl \
Pj P2P2 j
Уравнения распределения температур питательной воды, грею-
щей среды и энтальпии пароводяной среды на испарительном
участке:
Р2
о»
где b’ = —
T2
(ТI — и ехр
Т2
1
3
т
>
244
Рис. 5.13. Схема парогенератора с трубками
Фильда:
1 — вход питательной воды; 2 — выход перегре-
того пара; 3 — модуль пароперегревателя; 4 — вход
натрия; 5 — модуль испарителя
Данную методику теплового расче-
та парогенерирующей трубки Фильда
целесообразно реализовать на ЭВМ,
так как, задаваясь начальными значе-
ниями температур греющей среды и
питательной воды при фиксированной
длине трубки Фильда (рис. 5.13), не
всегда можно достаточно точно за-
даться значением энтальпии парово-
дяной смеси i, на выходе из кольце-
вого канала. В то же время при за-
данной сухости пара и начальных зна-
2
чениях температур греющей среды и питательной воды трудно
предугадать длину парогенерирующей трубки.
При фиксированной длине трубки Фильда необходимо зада-
ваться значением энтапьпии пароводяной смеси io>i's на выходе
из кольцевого канала. При этом длина испарительного участка
определяется из решения трансцендентного уравнения
i's = ах3 1 — ехр
Для нахождения распределения температуры греющей среды
и питательной воды, а также теплосодержания по длине пароге-
нерирующей трубки Фильда необходимо производить итерацию
по 10, выполняя условия *o+1 = hn — Ср [0(A) —t (А)] причем
J0(A)-/(L)|<e, где е — заданная величина, определяющая точ-
ность сшивки.
Начальное значение удельного теплового потока на испари-
тельном участке, необходимое для определения коэффициента теп-
лоотдачи, можно записать как (? = 4(^о—i's) G/(4Ld2).
В процессе решения с каждой итерацией уточняется и q, где
в выражение подставляется значение io(n) и вместо L — найден-
ное значение z$(n).
5.3.	Конструкции парогенераторов, обогреваемых водой
под давлением
5.3.1.	Горизонтальные парогенераторы
Парогенераторы, установленные на действующих в СССР
АЭС с реакторами типа ВВЭР (рис. 5.14), представляют собой
однокорпусные рекуперативные теплообменные аппараты гори-
зонтального типа с погружным U-образным трубным пучком, по
245
в - в
Рис. 5.14. Горизонтальный парогенератор ВВЭР:
1 — корпус; 2 — сепаратор; 3 — погружной дырчатый лист; 4 — поверхность теплообмена
5 — входной коллектор; 6 — выходной коллектор
которому проходит вода первого контура, и включают следующие
основные узлы: корпус, входной и выходной цилиндрические кол-
лекторы теплоносителя; трубный пучок поверхности теплообмена;
дырчатый погружной лист; сепарационные устройства; систему
подвода и раздачи питательной воды; пароотводящую систему; сис-
тему продувок и дренажа.
Корпус ПГ внутренним диаметром 3000—4000 мм имеет ци-
линдрическую часть длиной до 12 000 мм, состоящую из централь-
ной и двух боковых обечаек, и эллиптические днища. Централь-
ная обечайка, имеющая значительные > ослабления отверстиями,
выполнена утолщенной по сравнению с боковыми обечайками.
В верхней части корпуса имеются патрубки для отвода генери-
руемого пара, патрубок для подвода питательной воды, а также
смотровые люки.
В нижней части корпуса, в центральной обечайке, вварены пе-
реходные патрубки для приварки коллекторов теплоносителя.
В нижней части корпуса также расположены штуцера периодиче-
ской продувки и штуцер непрерывной продувки. Дренаж корпуса
обычно осуществляется через штуцер непрерывной продувки и
через штуцера, вваренные в переходные кольца коллекторов теп-
246
доносителя. По длине корпуса имеются до 10 пар штуцеров ПОД
контрольно-измерительные приборы.
В днищах корпуса имеются люки диаметром 500 мм для осмот-
ра и ремонта внутрикорпусных устройств ПГ. Материал корпу-
са— низколегированная углеродистая сталь.
Коллекторы входа и выхода теплоносителя имеют одинаковое
устройство и представляют собой камеры цилиндрической формы.
В верхней части каждого коллектора имеется фланцевый разъем
(кроме парогенераторов первой и второй очереди НВАЭС), обес-
печивающий доступ в объем коллектора для осмотра и ремонта
заделки концов теплообменных трубок. Нижняя часть коллекто-
ра через переходное кольцо и патрубок соединена с корпусом ПГ.
Внутренняя поверхность коллекторов плакирована нержавеющей
сталью. В стенки коллекторов заделаны концы труб теплообмен-
ной поверхности. Трубки в коллекторах ПГ закреплены или ме-
ханической вальцовкой, или, чаще, развальцовкой концов труб
на всю толщину стенки коллектора методом взрыва с последую-
щей обваркой торцов труб с нержавеющим покрытием внутрен-
них полостей аргонно-дуговой сваркой. Подвод и отвод теплоно-
сителя к коллекторам осуществляется через переходные кольца,
к которым на монтаже привариваются трубопроводы первого
контура. Коллекторы выполнены из углеродистой низколегиро-
ванной стали (коллекторы первой и второй очереди НВАЭС вы-
полнены из нержавеющей стали).
Поверхность теплообмена ПГ набирается из трубок, имею-
щих U-образную форму. Максимальная развернутая длина U-об-
разной трубки 15,1 м. Трубки скомпонованы в два U-образных
пучка. Для улучшения естественной циркуляции и уменьшения
вероятности запаривания в трубных пучках предусмотрены верти-
кальные коридоры. Трубки в пучках размещены обычно в шах-
матном порядке, оси труб в соседних слоях сдвинуты на полшага.
Трубы пучка имеют опоры со специальными дистанционирующи-
ми элементами, представляющие собой волнообразные полосы в
сочетании с промежуточными плоскими планками. Трубки и
дистанционирующие элементы изготовлены из нержавеющей
стали.
Дырчатый погружной лист устанавливается в парогенераторах
для выравнивания паровой нагрузки на поверхности зеркала ис-
парения. Высота котловой воды над дырчатым листом составляет
около 100 мм. Дырчатый лист установлен над верхним рядом змее-
виков теплообменного пучка на специальной раме. Степень пер-
форации дырчатого листа составляет приблизительно 6%. Лист
изготовляется из нержавеющей стали толщиной 5—6 мм.
Сепарационные устройства для механической очистки пара от
транспортируемой влаги представляют собой набор пакетов жа-
люзи, а также паровой дырчатый лист, установленный за жалюзи.
Пакеты располагаются под углом приблизительно 25° к верти-
кали в паровом объеме ПГ. Отвод отсепарированной влаги осуще-
ствляется через дренажные трубы, расположенные в паровом
247
объеме ПГ и заглубленные своими нижними концами под уровень
котловой воды.
Питательная вода второго контура подается по распредели-
тельным трубкам к месту расположения коллектора входной го-
рячей воды первого контура, что способствует усреднению скоро-
стей выхода пара .с зеркала испарения. Материал системы подвода
и раздачи питательной воды — углеродистая сталь. .
Пароотводящая система включает в себя несколько патрубков
(до 10), расположенных по длине корпуса в верхней его части.
Патрубки с помощью конических переходников и труб объединены
в общий коллектор.
Размеры и масса всех горизонтальных парогенераторов удов-
летворяют условиям транспортировки их по железным дорогам
СССР. Основные характеристики горизонтальных парогенераторов
СССР приведены в табл. 5.2.
Таблица 5.2. Основные характеристики горизонтальных ПГ типа ВВЭР
Характеристика	ВВЭР-210	ВВЭР-356	ВВЭР-44 0	ВВЭР-1000
Тепловая мощность, МВт	123,6	179	226	750
Паропроизводительность, кг/с	•	81	126	411
Давление генерируемого пара, МПа	3,2	3,3	4,7	6,4
Рабочее давление по первому контуру,	10	10,5	12,5	16
МПа Поверхность теплообмена, м2	1290	1800	2500	6115
Расход теплоносителя, кг/с Температура теплоносителя, °C:	1232	1288	1400	3500
на входе в парогенератор	273	280	301	322
на выходе из парогенератора	252	252	268	290
Число трубок теплоносителя	2074	3664	5146	11 000
Диаметр и толщина стенок трубок, мм	21X1,5	16X1,4	16x1,4	16X1,5
Шаг разбивки трубок, мм	36x36	28x28	30X24	23X19
Гидравлическое сопротивление ПГ по пер-	0,095	0,135	0,065	0,135
вому контуру, МПа Внутренний диаметр корпуса, мм	3000	ЗОЮ	3200	4000
Толщина стенок, мм	60—75	60—75	65—130	105—145
Максимальная длина ПГ, мм	11 570	11 570	11 990	14 530
Масса сухого ПГ, кг	104 200	112 000	145 000	320 000
В настоящее время отечественные АЭС с ВВЭР полностью
базируются на установках, оснащенных горизонтальными ПГ, ко-
торые хорошо зарекомендовали себя в эксплуатации. Однако кон-
струкционная схема таких ПГ имеет ограничения по мощности.
5.3.2.	Вертикальные парогенераторы
Одним из путей повышения экономической эффективности бло-
ков АЭС является увеличение единичной мощности устанавливае-
мого оборудования, в том числе и ПГ. Реализация такой задачи
248
может быть осуществлена созданием мощных парогенераторов вер-
тикального типа. Вертикальные ПГ позволяют также более ра-
ционально скомпоновать оборудование первого контура в защит-
ной оболочке и тем самым сократить объем строительных затрат.
Опыт проектирования и эксплуатации вертикальных пароге-
нераторов насыщенного пара (рис. 5.15) показывает, что им так-
же присущи недостатки горизонтальных ПГ, в частности увели-
чение габаритов с повышением мощности.
Поэтому при переходе на установки большей мощности пред-
почтительнее использовать вертикальные прямоточные ПГ со сла-
бым перегревом пара. Использование перегретого пара на АЭС
не только повышает КПД тепловой схемы станции, но и позволяет
применять отработанные серийные турбины.
В настоящее время рассматриваются следующие конструкции?
вертикальных ПГ (табл. 5.3) перегретого пара большой мощности
с естественной циркуляцией со спирально витыми теплообменными
пучками: однокорпусные и блочные с выносными сепараторами;,
прямоточные со спирально витыми теплообменными пучками, с
теплоносителем первого контура в трубах и межтрубном прост-
ранстве; прямоточные с прямыми теплообменными трубами и
плоскими трубными досками.
Перегрев пара обычно принимают равным 40 °C. В качестве кон-
струкционного материала корпуса и коллекторов первичного теп-
лоносителя предполагается использовать высокопрочную низколе-
гированную сталь перлитного класса. Из-за жестких норм содер-
жания продуктов коррозии в теплоносителе поверхность всех кор-
пусных элементов и коллекторов со стороны первичного контура
плакируется антикоррозионной аустенитной наплавкой из стали.
Материал трубчатки, образующей испарительную поверхность па-
рогенератора с естественной циркуляцией, — сталь 0Х18Н10Т..
Пароперегревательные пучки ПГ с естественной циркуляцией
(трубные пучки) прямоточных ПГ, которые могут быть подвержены
действию хлорной коррозии, предполагается изготовлять из специ-
альных сплавов на основе титана.
Для демонтажа внутриколлекторных устройств, обеспечиваю-
щих распределение теплоносителя по теплообменным пучкам, для
контроля за состоянием металла и ремонта вальцовочных и свар-
ных соединений ПГ во всех вариантах предусмотрены специаль-
ные лазы с фланцевыми разъемами.
Основными недостатками мощных ПГ с естественной циркуля-
цией являются сложность конструкции, большие массы (900 т)
и габаритные размеры (6X31 м). Изготовление и доставка таких
ПГ на площадку АЭС потребует крупных дополнительных мате-
риальных расходов. В этих условиях значительные преимущества-
могут быть получены применением прямоточных ПГ.
Переход на прямоточную схему и обусловленный этим отказ
от сепарационных устройств позволяют существенно упростить
конструкцию ПГ, улучшить его массовые и габаритные показате-
ли, облегчить транспортировку.
2491
5
03900
Рис. 5.15. Вертикальный парогенератор со спиральными трубками:
1 — вход теплоносителя; 2 — вход питательной воды; 3 — выходной коллектор теплоноси-
теля; 4 — входной коллектор теплоносителя; 5 — выход пароводяной смеси; 6 — пучки
теплообменных труб; 7 — выход теплоносителя
250

Таблица 5.3. Основные массогабаритные показатели вертикальным
парогенераторов
Параметр	ПГ с естественной циркуляцией		Прямоточные ПГ		
	в однокор- пусном исполнении	— с выносными сепараторами	с теплоноси- телем в трубах	с теплоноси- телем в межтрубном пространстве i 1	1 &
Диаметр теплообменной трубы, мм	12X1,2	12X1,2	12X1,2	12X1,2	14X1,4
Общее число теплообменных трубок	34 950	33 120	31 100	28 400	20 800
Внутренний диаметр корпуса, м	5,85	3,9	3,6	3,75	3,8
Высота, м	31	28	—-	— -	  
Масса, кг	900 000	900 000	450 000	930 000	500 000
Масса на единицу электрической мощности, кг/МВт	1,80-Ю8	1,82.10s	0,90-108	1,86-10s	1,00-10*
Прямоточный ПГ с витыми теплообменными трубками и теп-
лоносителем первого контура в трубах весит приблизительно в>
2—3 раза меньше, чем парогенератор с естественной циркуляцией,
при этом имеет минимальные размеры внутреннего диаметра кор-
пуса и высоты.
В конструкции ПГ теплообменная поверхность выполнена в ви-
де двух спирально витых пучков, подсоединенных к центральному
коллектору. Пучки включены параллельно по первичному тепло-
носителю, протекающему внутри трубок, и последовательно по»
среде вторичного контура, движущейся снизу вверх по межтруб-
ному пространству. Благодаря специальной системе внутрикол-
лекторных устройств движение первичного теплоносителя органи-
зовано таким образом, чтобы теплообмен в обоих пучках осуще-
ствлялся по противоточной схеме.
Для обеспечения одинаковых диаметров витых теплообменных
пучков расходы по верхнему и нижнему пучкам приняты одина-
ковыми и равными 50 % суммарного. Прямоточный ПГ с обрат-
ной гидравлической схемой, в котором вторичный теплоноситель
заключен в трубы, а первичный — в межтрубном пространстве, по
своим габаритным и массовым показателям значительно уступает
рассмотренному. Внутренний диаметр корпуса, рассчитанного на
давление первого контура, составляет 3,75 м, общая масса 930 т.
Указанная масса является наибольшей и превышает массовые по-
казатели не только прямоточных ПГ, но и с естественной цирку-
ляцией.
В ПГ с обратной гидравлической схемой необходим система-
тический контроль за состоянием металла внутренней поверхности
корпуса по условиям обеспечения безопасности АЭС. Фланцевый
разъем по корпусу, предусматривающий возможность разборки и
осуществления такого контроля, усложняет конструкцию аппара-
та и понижает его надежность.
25 В
Рис. 5.16. Прямоточный парогенератор:
1 — вход теплоносителя; 2 — выход пара; 3 —
вход питательной воды; 4 — выход теплоноси-
теля
Для подъема крышки ПГ с коллек-
тором и теплообменными пучками в
главном корпусе должны быть преду-
смотрены кран грузоподъемностью не
менее 500 000 кг и необходимое про-
странство, позволяющее разбирать
ПГ, что усложняет компоновку, ведет
к увеличению высоты здания и его
стоимости.
Таким образом, по всем основным
показателям ПГ с обратной гидравли-
ческой схемой значительно уступает
прямоточному с теплоносителем пер-
вого контура в трубах и поэтому для
установок большой единичной мощно-
сти является малоперспективным.
Прямоточный ПГ (рис. 5.16) с
прямыми теплообменными трубами и
плоскими трубными досками по об-
щему виду и высоте практически рав-
ноценен прямоточному парогенератору
с витыми теплообменными пучками и
теплоносителем первого контура в тру-
бах. Принципиальная конструкцион-
ная схема ПГ с прямыми теплообмен-
ными пучками определяется в основ-
ном выбранным способом самоком-
пенсации температурных удлинений
трубок и корпуса.
Органическим недостатком конст-
рукции является наличие внутри аппа-
рата значительных свободных
(холостых) v объемов, приводящих к
понижению компактности и некото-
рому увеличению внутреннего диаметра корпуса. Поэтому пред-
почтение отдается прямотрубной конструкции американского паро-
генератора для АЭС «Окони». Однако ее применение наталкива-
ется на трудности, связанные с необходимостью расширения суще-
ствующего набора конструкционных материалов для решения
вопросов самокомпенсации температурных удлинений трубок и
корпуса.
Таким образом, сравнительный анализ основных технико-эко-
номических показателей ПГ с учетом возможностей их изготов-
ления и транспортировки свидетельствуем о том, что наиболее
252

перспективным из всех представленных вариантов является пря-
моточный ПГ с центральным коллектором, спирально-витыми
теплообменными пучками и теплоносителем первичного контура в
трубах.
5.3.3.	Технологическая схема изготовления парогенераторов
Корпус горизонтального парогенератора. Наиболее трудоемкими узлами при
изготовлении корпуса горизонтального ПГ (см. рис. 5.14) являются централь-
ные обечайки, которые имеют косые патрубки большого диаметра и приварка
которых в основном осуществляется вручную; также трудоемкими являются опе-
рации по механической обработке этих патрубков. Поэтому наиболее эффектив-
ным является применение литых центральных обечаек для корпуса ПГ, по-
зволяющее свести к минимуму механическую обработку косых патрубков под
коллекторы [9, 27, 36, 45—47].
При изготовлении корпуса с литыми обечайками наиболее перспективным
является блочный вариант изготовления ПГ. В этом случае для центрального
блока используют две литые заготовки, каждая из которых после отливки и
•отрезки прибылей проходит предварительную термообработку, затем черновую
механическую обработку с оставлением припусков на дальнейшую термообра-
ботку. Во время механической обработки производят подрезку торцов, расточ-
ку патрубков на горизонтально-расточном станке. Затем осуществляют очистку
отливки от окалины и производят контроль методом ультразвуковой дефекто-
скопии основного металла. После контроля обечайки проходят термообработку.
Обечайки, прошедшие термообработку, обрабатывают под сварку (разделка
кромок). Чистоту обработки контролируют методом магнитно-порошковой дефек-
тоскопии. После автоматической сварки двух центральных обечаек производят
отпуск и контроль сварного соединения просвечиванием.
Подготовленный центральный блок поступает на сборку с двумя боковыми
блоками. Боковые обечайки корпуса ПГ изготовляются примерно по схеме,
.аналогичной схеме изготовления обечаек для корпусов ядерных реакторов. Для
изготовления боковых обечаек используют слитки, которые отковывают и под-
вергают отжигу. Затем заготовка механически обрабатывается. Подготовлен-
ная боковая обечайка поступает на сборку и сварку с другой боковой обечай-
кой. Блок из двух боковых обечаек подвергается операциям термообработки,
механической обработки (расточки отверстий под патрубки). Производится
отпуск и контроль сварных швов. Подготовленные два блока боковых обечаек
поступают на сборку с блоком центральных обечаек.
После сборки и подогрева до 150 °C блок центральных обечаек и два блока
бо'ковых обечаек свариваются автоматической сваркой. После термообработки
(отпуска) и контроля сварных швов, прочностных свойств и химического ана-
лиза наплавленного металла производится механическая обработка, в процессе
которой обрабатываются кромки патрубков. После контроля кромок произво-
дится наплавка торцов патрубков, приварка выпусков и опорных листов. По-
сле окончательной термообработки и контроля сварного шва всеми методами
и химического анализа наплавленного металла производится механическая об-
работка.
Каждое днище корпуса ПГ изготовляют из двух слитков, которые прокаты-
ваются в листы; их обрабатывают под электрошлаковую сварку и после конт-
253
роля кромок сваривают в один лист под следующую штамповку.. После штам-
повки на прессе с предварительным подогревом полученное эллиптическое
днище подвергается отпуску, зачистке с контролем металла и сварного соеди-
нения, термообработке по режиму нормализации и отпуска.
Затем после сдаточных испытаний производится ряд механических обра-
боток: обработка наружной и внутренней поверхностей днища; расточка от-
верстия под приварку люка. Далее проводятся все виды контроля сварного шва
и кромок. После наплавки кромок приваривают люк с предварительным подо-
гревом и наплавкой уплотнительной поверхности люка днища, далее прива-
ривают транспортную обечайку. После контроля шва приварки транспортной
обечайки производится механическая обработка транспортной обечайки, люка
и кромок под сварку с обечайками корпуса с последующим контролем кромок.
Корпус вертикального парогенератора. Корпус ПГ (см. рис. 5.15, 5.16),.
представляющий собой полый цилиндр диаметром до 5000 и толщиной до»
350 мм, изготовлен ковкой или литьем (можно также изготовить его методом
гибки плоского листа на вальцах).
Отлитые слитки в горячем состоянии поступают в кузнечный цех. Перед
обработкой каждый слиток тщательно осматривают с целью выявления де-
фектов. На гранях слитков не должно быть поперечных и долевых трещин-,,
включений огнеупорных частиц и металлических брызг.
Ковка заготовок осуществляется на гидравлическом прессе. Процесс ков-
ки состоит из пяти — семи основных операций. После первого нагрева до тем-
пературы 1200 °C удаляют прибыльную часть. Одновременно производят об-
катку слитка (удаление граней) и снимают конусность. Прошивнем удаляют
сердцевину заготовки, в которой могут быть различные дефекты в виде шла-
ковых включений, раковин и т. п.
После прошивки заготовке придают поковочные размеры путем растяжки
на пустотелой оправке, охлаждаемой водой. Последний нагрев осуществляется
для окончательной отделки поковки, т. е. для калибровки. Поковка должна
иметь припуски на механическую обработку и для изготовления образцов. За-
тем поковку подвергают термической обработке, нагретые заготовки направ-
ляются на прокатку листа.
Обечайки для теплообменных аппаратов можно изготовлять из двухслой-
ной стали, представляющей собой прокат, у которого основной слой — низко-
углеродистая или низколегированная сталь, а плакирующий слой — коррозионно-
стойкая сталь. Основной слой является несущим и обеспечивает конструкцион-
ную прочность, а плакирующий гарантирует защиту от коррозии. Стоимость
двухслойных листов значительно ниже стоимости коррозионно-стойких мате-
риалов.
После прокатки листа производятся отжиг, адъюстаж, зачистка и конт-
роль металла ультразвуковой дефектоскопией. Листы поступают на разметку.
Операция разметки листа под обечайку выполняется согласно раскройной кар-
те в зависимости от технологии изготовления обечайки. Затем заготовка по-
ступает на листогибочный стенд, где производится изгиб обечаек методом по-
следовательной гибки с подгибкой кромок в холодном состоянии. Обрезка
кромок производится автоматической газовой резкой с предварительным по-
догревом.
Чистовую обработку кромок под сварку производят на продольно-строгаль-
ных станках. Наружная и внутренняя поверхности очищаются от окалины ме-
254

паническим способом. Вследствие разных коэффициентов расшироИМЯ ОКВЛИНй
и основной металл получают при нагреве разные удлинения, большая часть
окалины легко отделяется от поверхности металла.
Заготовки обечаек, пройдя механическую обработку под электрОШЛВКоаую
сварку (ЭШС), свариваются автоматической сваркой. Откалиброванные, очи-
щенные от окалины полуобечайки с обработанными продольными кромками
поступают на сборочный стенд. Сборка обечайки начинается с установки на
-кантователь первой полуобечайки кромками вверх. Вторая полуобечайка пере-
кантовывается с помощью мостового крана кромками вниз и укладывается
на первую полуобечайку через дистанционные пластины с зазором, ранным
.зазору под сварку. Транспортные скобы скрепляют между собой полуобечайкн.
Кромки полуобечаек тщательно зачищаются от местных зарубок, выбоин, вмя-
тин.
Зазор между двумя полуобечайками, собранными для ЭШС, выполняется
неравномерно. Внизу собранной обечайки (начало сварки) он на несколько
миллиметров больше, чем вверху. «Клиновой» зазор необходим потому, что,
несмотря на приваренные технологические скобы, в процессе сварки происхо-
дит деформация обечайки из-за усадки сварного шва. Транспортировка обе-
чайки на установку для ЭШС производится с помощью технологической ско-
бы, которая для этой цели имеет специальные «уши».
Электрошлаковая сварка производится в вертикальном положении аппа-
ратами. В результате сварки искажается форма обечайки. Калибровка обе-
чайки производится на гибочных вальцах в нагретом состоянии. Одновременно
с этой операцией осуществляется нормализация обечайки для снятия внутрен-
них сварочных напряжений и улучшения структуры переходной зоны. Перед
калибровкой обечайку нагревают, затем калибруют на вальцах (пока ее тем-
пература не снизится до температуры видимого свечения, т. е. 600—650 °C)
и прокручивают без деформаций до потемнения.
После сварки заготовку обечайки подвергают высокому отпуску, контро-
лируют шов с предварительной его зачисткой. Контроль шва производится
комплексно просвечиванием; шов также подвергается проверке путем механи-
ческих и металлографических исследований контрольных образцов сварных
швов и гидравлических испытаний сосуда на плотность.
Дальше обечайка поступает для механической обработки на токарно-ка-
русельный станок. На нем производится расточка внутренней поверхности, об-
тачивается внешняя поверхность обечайки. В обечайках, прошедших термиче-
скую обработку, подвергается контролю основной металл.
Механическая обработка торцов обечайки производится на специальном
кромкообработочном станке. В обработку каждого торца входят подрезка и
фасонная разделка кромки под сварку. На токарно-карусельном станке про-
изводится механическая обработка кромок обечайки под наплавку и контроль
кромки. После наплавки производятся местный отпуск и зачистка наплавки с
последующим контролем.
Обечайка с наплавленными кромками устанавливается на токарно-кару-
сельный станок, где производится механическая обработка наружных и внут-
ренних поверхностей. После контроля внешней и внутренней поверхностей обе-
чайка поступает на сборку под сварку.
Днище парогенератора. Днища изготовляют различными способами в за-
висимости от формы, размеров и толщины. Наиболее распоостраненными яв-
255
ляются: штамповка протяжкой (холодная и горячая) на прессе, штамповка
взрывом, обкатка, штамповка и сварка.
Штамповка на прессе осуществляется с помощью жестких штампов, обес-
печивающих деформирование заготовки в заданные форму и размеры. С этой
целью матрицу и пуансон штампа изготовляют в соответствии с наружной и
внутренней поверхностями штампуемой детали. Заготовками для днищ служат
плоские диски из листового проката. В основном днище выделывают из одного
листа. Крупногабаритные днища выполняют из листов, сваренных встык до
штамповки.
У днищ вследствие неравномерной вытяжки толщина стенки переменная^
поэтому формы их внутренней и наружной поверхностей отличаются одна от
другой. По этой причине одну из поверхностей выбирают как базовую, чаще
всего внутреннюю, по которой задаются основные размеры и осуществляется
контроль формы.
Штамповка энергией взрыва заряда взрывчатых веществ позволяет изго-
товлять крупногабаритные днища практически из всех конструкционных ма-
териалов. При использовании этого метода исключается прессовое оборудова-
ние, а конструкция специального оснащения значительно упрощается. Процесс
взрывной штамповки основан на преобразовании энергии, высвободившейся при
взрыве заряда взрывчатого вещества, в работу пластической деформации. Об-
катка днищ является процессом, совмещающим в себе штамповку и давильную»
обработку. В этом процессе центральная часть днища штампуется с помощью»
пуансона и матрицы, а борт получается обкаткой давильным и опорными вал-
ками. Обкатку производят в нагретом состоянии.
Днища больших размеров и сложной конфигурации изготовляют сварными
из центрального сферического элемента и радиальных сегментов. Каждый сег-
мент штампуется на прессе, имеет припуск 15—30 мм на сторону, которой
удаляют при обработке по шаблону. Сборку и сварку днища производят обыч-
ными методами.
Трубные доски и коллекторы. Трубная доска представляет собой плиту
толщиной 10—500 мм с большим количеством отверстий для крепления в них
труб, причем минимальный размер перемычки может достигать 2—3 мм. Труб-
ные доски изготовляют из углеродистой и нержавеющей сталей, сплавов на
основе никеля, титана.
Заготовки получают газовой или плазменной резкой из проката или ков-
кой в зависимости от материала. Трубные доски подвергают механической
обработке. Для получения цилиндрической поверхности и сверления отверстий
в трубных досках применяют накладной кондуктор, состоящий из плиты, на
которой смонтированы кондукторные втулки.
Технология изготовления корпуса коллектора аналогична описанной выше-
технологии изготовления обечаек корпуса ПГ. Технология изготовления обечаек
отличается тем, что обычно происходит гибка и сварка одного листа в обечай-
ку, а не сварка двух полуобечаек в одну. В коллекторе ПГ имеется большое
количество трубных отверстий — до 1,5-104.
В коллекторах отверстия сверлят по кондукторам с разметкой только про-
дольных осей трубных рядов и центров концевых отверстий. Остальные от-
верстия в коллекторах делают по разметке. Сверление отверстий в трубных,
досках коллекторов осуществляют на радиально-сверлильном станке, а также
на многошпиндельных станках при серийном производстве парогенераторов.
256
।
Кондуктор для сверления трубных отверстий в коллекторов
собой стальную полосу со втулками, количество которых равно
стий трубного ряда. Он помогает не только повышать производнтЦИНЙвЧь ИО
и получать отверстия правильной формы по заданному шагу, с увТ1И6М1ИИЫа
ми допусками.	h .,
Положение коллектора на станке проверяют ватерпасом. ПравиЛЬИОО ИО*
ложение кондуктора контролируют через отверстия в его втулках ПО конт-
рольным начерненным точкам. Кондуктор закрепляют на коллектора И Трех
отверстиях, предварительно просверленных на осевой линии ряда.
Сверление производится твердосплавными сверлами ружейного типа. Свер-
ла и развертки для сверления титановых сплавов изготовляют из быстроре-
жущей стали. При сверлении отверстий оставляют припуск на зенкерованке.
После сверления производят зенкерование отверстия в размер.
Диаметр трубных отверстий должен быть больше наружного диаметра
труб с учетом допусков на изготовление их. После зенкерования и зачистки
каждое отверстие проверяют. Допускаемые отклонения на расстояние между
'центрами крайних отверстий ряда должны быть не более ±3 мм, а между
юсями крайних рядов по дуге — не более ±4 мм. Трубные отверстия в коллек»
лорах ПГ должны иметь строго цилиндрическую форму. На поверхности от-
верстия не допускаются риски, особенно продольные.
Технология изготовления змеевиковой трубной системы. Трубная теплопе-
редающая система в виде змеевика — основная часть ПГ, обеспечивающая
сильно развитую поверхность нагрева. Змеевиковая система представляет со-
бой навитые друг на друга цилиндрические змеевики. Цилиндрические змееви-
ки навиваются из «плетей», сваренных из цельнотянутых труб диаметром 12-—
25 мм при толщине стенки 1,2—3,5 мм. Отклонение наружного диаметра змее-
виков не должно превышать ±3 отклонение по шагу ±1 мм. Цилиндрические
змеевики выполняют однозаходными или многозаходными. Минимальная тол-
щина стенки змеевиковых систем не должна быть менее 95 % исходной. На
поверхностях труб змеевиков не допускаются риски, закаты и вмятины.
Процесс изготовления змеевиковых трубных систем начинается с контроля
труб для плетей. На этом этапе производятся механические и технологические
испытания, контроль химического состава, металлографические исследования и
«оценка качества внутренней и наружной поверхностей, после чего производится
разделка кромок труб под сварку плетей механическим способом. Затем вы-
полняют стыковую (для получения плетей) и угловую (при общей сборке со-
единения) сварку. Применяют сварочные аппараты с поворотной головкой.
Контроль качества сварных швов производят с помощью цветной или люми-
несцентной дефектоскопии, ультразвуковым, рентгенографическим и другими
методами.
Операция навивки змеевиковой системы — одна из наиболее ответственных,
поэтому внутреннюю поверхность трубы тщательно проверяют прокаткой ша-
риками с продувкой сжатым воздухом. Ввиду разных условий упруго-пла-
стических деформаций возможны отклонения от заданных геометрических раз-
меров и формы. Во избежание этих явлений целесообразно осуществлять на-
вивку с фиксируемым усилием натяга плетей труб. При групповом методе на-
вивки змеевики последовательно навивают друг на друга по возрастающему
диаметру на внутреннюю обечайку, причем первый змеевик навивают на обе-
чайку системы, а последующие — на дистанционные полосы.
257
Термообработка змеевиковой системы выполняется для снятия остаточных
напряжений от холодной деформации при навивке.
Сборка труб с трубной доской. Наиболее ответственной операцией в тех-
нологическом процессе изготовления является крепление труб в трубных дос-
ках. Существует несколько методов крепления труб: механической развальцов-
кой, сваркой, развальцовкой со сваркой, запрессовкой с помощью энергии
электрических разрядов или энергии взрывчатых веществ.
Эксплуатационная надежность ПГ АЭС во многом определяется качеством
соединения труба — трубная доска. Зазор, получающийся в зоне контакта тру-
ба— доска, может служить местом начала коррозии. Для выполнения этого*
соединения без щелей применяют способ сварки изнутри. Труба приваривается
к выступу на внутренней стороне трубной доски, и образование щелей между
трубой и трубной доской исключается, поскольку диаметр отверстия в трубной
доске равен внутреннему диаметру трубы. При этом в одном и том же объеме
можно разместить большое количество труб, так как расстояние между труба-
ми можно уменьшить.
Запрессовка труб с помощью энергии взрывчатых веществ, т. е. сварки
взрывом, обеспечивает надежное соединение труб с трубной* доской. Опыт вне-
дрения запрессовки труб взрывом показал его высокую экономическую эффек-
тивность, что объясняется простотой самого процесса и большим количеством
соединений, получаемых за один взрыв. Кроме того, этот метод дает возмож-
ность запрессовывать: трубы в трубной доске любой толщины; трубы за счет
передачи детонации на расстоянии в двойных и тройных досках без повреж-
дения участков труб, расположенных между ними; трубы малых диаметров в
трубных досках с малыми размерами мостиков; трубы в овальных и криво-
линейных отверстиях.	.	
Сборка парогенератора. Сборка ПГ характеризуется большими объемом
слесарно-сборочных, сборочно-сварочных и трубоставных работ, общая трудо-
емкость которых достигает 30—50 % трудоемкости изготовления всего агре-
гата.
Сборка ПГ делится на узловую и общую. Технология сборки парогенера-
торов разрабатывается на основе сборочных чертежей и технических условий.
Технические условйя кроме описания конструкции, данных о материалах ос-
новных металлов и основных характеристик должны содержать: сведения о
габаритности и агрегатности, условия и методы испытания агрегатов в сборе,,
требования приемки, указания на замену основных элементов, указания о ме-
тодах консервации.
Общую сборку ПГ производят из отдельных узлов и деталей после при-
емки и испытания их в соответствии с требованиями технических условий.
Общая сборка ПГ должна обеспечивать надежную его работу в течение ука-
занного ресурса.
Сварка обечайки с днищем. Сборка осуществляется электрошлаковой свар-
кой или автоматической сваркой под слоем флюса с предварительным подо-
гревом. Сборочная операция начинается с разметки рисок (установочных) на
днище и обечайке корпуса, затем установки в днищах подкладочного кольца
и прихватки его электросваркой. На катках стенда стыкуется обечайка корпуса
с днищем и прихватка кольца к обечайке. Взаимное положение обечайки й
днища проверяют по рискам.
Сварку днища с обечайкой проводят с помощью специального аппарата с
258
н
я
предварительным подогревом кромок деталей до определенной температуры.
Нагрев при сварке и наплавке осуществляется с помощью комплекта нагрева*
тельных сопротивлений, смонтированных на внутренней стороне кабины кон- |
вольного сварочного портала. Нагреватели соединены между собой в отдель-
ные группы и образуют управляемые тепловые зоны. Зоны располагаются по
окружности в верхнем секторе. Нижний сектор остается свободным для осу-
ществления операции сварки, внутренней разделки.
После сварки производятся отпуск узла при расчетной температуре и за-
чистка основного шва и околошовпой зоны и внешний ее осмотр. В конце
проводят гидроиспытания собранного узла при заданном давлении.
Цилиндрическая часть корпуса. Толстостенные обечайки подаются на об
работку торцевых кромок под сварку кольцевых швов. Припуск сначала об-
резается газорезкой вручную или на специальных газорезательных установках.
Остальной припуск обрезается на кромкообточных станках.
При стыковке обечаек необходимо следить за тем, чтобы их продольные
айвы не являлись продолжением один другого. Смещение стыкуемых кромок
в радиальном направлении допускается не более 2 мм на расстоянии 1 м от
«стыка.
Сварка кольцевого шва осуществляется электрошлаковым методом на
стенде-кантователе с приводом. В кольцевой зазор (26—28 мм) между обечай-
кой и днищем устанавливают вкладыш, который вместе с коробкой образует
сварочную ванну. Сварка производится сварочной проволокой при вращении
коллектора. Шов формируется наружным п внутренним медными ползунами,
охлаждаемыми водой.
В процессе ЭШС кольцевых швов толстостенных сосудов возможны пере-
рывы, вызванные пробуксовкой электродной проволоки, прекращением ПОД1ЧИ
проволоки. Вынужденный перерыв приводит к трудноисправимым дефектам
и шве. Для предупреждения таких дефектов пользуются сдвоенными сварочны-
ми аппаратами, один из которых находится в резерве и может занять рабочее
положение в любой момент.
Сварка коллектора из двухслойной стали отличается некоторыми особен-
ностями: разделка кромок должна обеспечивать раздельную сварку каждого
слоя; при сварке недопустимо проплавление участков легированного слоя мило-
углеродистым электродом.
Двухслойную сталь можно сваривать в любой последовательности. Все
сварные швы необходимо проверять просвечиванием или ультразвуковым ме-
тодом. После сварки кольцевых швов и приварки всех элементов коллекторы
подвергают термообработке — отпуску для снятия внутренних напряжений.
Каждый коллектор (корпус) после термообработки подергают гидравли*
вескому испытанию. Большое внимание в технологии уделается механическим
операциям и их механизации. Для этой цели были разработаны специалиаЖ’
•рованные установки. Так, например, для удаления дефектов в корне швШгДа
зачистки околошовных зон на внутренней и наружной поверхностях сваЦЙМ
блоков корпуса применена установка для фрезеровании. Э гл установка 'Ц|ЙЙ|Ф*
.ляет производить обработку кольцевых и продольных швов на расстоя1ЙЙ|цДо
.’6 м от торца корпусных деталей.
Контроль сварных швов осуществляется во всех случаях в соотавПТЫШ
с правилами контроля. Кромки под автоматическую сварку проверяют МИД
шли цветной дефектоскопией по всей поверхности.

Все сварные соединения проходят радиографический контроль или цвет-
ную дефектоскопию, механические испытания. Для контроля предусматривается
специальный стенд с автоматизирующим процессом УЗД, МПД и цветной
дефектоскопией.
Места, недоступные для автоматического контроля, контролируются комп-
лексным методом с применением передвижной дефектоскопической установки..
Все конструкционные материалы, применяемые для изготовления корпуса
парогенератора, должны удовлетворять требованиям рабочих чертежей,
ГОСТов на конструкционные материалы, иметь сертификат.
Испытания основного металла допускается проводить на отдельных пробах,
прошедших обработку вместе с контролируемыми заготовками и дополнитель-
ную обработку отдельно по режимам, которым будут подвергнуты заготовки
в процессе изготовления корпуса.
Размеры, форма и состояние поверхностей заготовок должны позволять
производить все предусмотренные виды контроля.
Требования при сварке и термообработке. Сварка, наплавка и прихватка
элементов и деталей должны производиться в соответствии с руководящими
техническими материалами, технологическими процессами и инструкциями по
сварке.
Во всех случаях на подготовленных на сварку и наплавку кромках (раз-
делках) не допускается наличия следов газовой резки, заусенцев и механиче-
ских повреждений всех видов. Выявление указанных дефектов производится
внешним осмотром. Допускается приварка технологических деталей к поверх-
ности обечаек и днищ с последующим удалением их механическим способом
заподлицо с основным металлом. Термообработку швов приварки технологи-
ческих деталей допускается совмещать с термообработкой основных швов.
Термообработка контрольных труб сварных соединений должна быть про-
ведена совместно с изделием, а в исключительных случаях отдельно от него-
с обязательным применением тех же методов и режимов нагрева и охлажде-
ния, что и для контролируемых производственных соединений.
В случае, если контролируемые сварные соединения подвергают много-
кратной термообработке, соответствующие контрольные пробы должны пройти:
то же количество термообработки по тем же режимам.
Требования по механической обработке и сборке. При механической обра-
ботке подрезка шеек, острых углов и кромок не допускается. Скругление внут-
ренних углов и притупления острых кромок, оговоренных в рабочих чертежах,,
выполнять 0,2—0,5 мм.
После кислородно-ацетиленовой, кислородно-флюсовой или плазменной.:
резки должен быть удален слой металла не менее 8 мм (от максимально уг-
лубленной точки реза) механической обработкой. Резьбовые нитки должны:
быть полными, чистыми, без вмятин, срывов заусенцев. Витки резьб с крупным:
шагом в начале захода должны быть тщательно опилены и зачищены. При сме-
щении кромок свариваемых элементов в пределах норм поверхность шва долж-
на обеспечивать плавный переход от одной кромки к другой. При зачистке?
сварных швов углубление в металл сварного шва от образующей патрубка?
(штуцера) и в металл патрубка штуцера и обечаек или днищ допускается
не более 2 мм.
Список рекомендуемой литературы
1.	Атомной энергетике XX лет. М.: Атомиздат, 1974.
2.	Александров А. П., Доллежаль Н. Д. Развитие уран-графитовых каналь-
ных реакторов в СССР. — Атомная энергия, 1977, т. 43, № 5, с. 385.
3.	Африкантов И. И., Митенков Ф. М. Судовые атомные паропроизводи-
тельные установки. Л.: Судостроение, 1965.
4.	Андреев П. А., Гремилов Д. И., Федорович Е. Д. Теплообменные аппа-
раты ядерных энергетических установок. Л.: Судостроение, 1969.
5.	Атомно-водородная энергетика и технология. Вып. 1. М.: Атомиздат,.
1978.
6.	Атомно-водородная энергетика и технология. Вып. 2. М.: Атомиздат,.
1979.
7.	Атомно-водородная энергетика и технология. Вып. 3. М.: Атомиздат,.
1980.
8.	Атомные электрические станции. Вып. 2. М.: Энергия, 1979.
9.	Ахмедов Д. Б., Добротин Б. В., Шестаков С. М. Производство пароге-
нераторов. Технология изготовления деталей. Ленинград: Ленинградский поли-
технический ин-т, 1976.
10.	Будов В. М., Безносов А. В., Фарафонов В. А. Основное оборудование
АЭС. Горький: ГПИ им. А. А. Жданова, 1979.
И. Будов В. М.. Безносов А. В., Фарафонов В. А. К тепловому расчету
парогенерирующих трубок Фильда. — Тр. Московского энергетического инсти-
тута, 1981, вып. 530.
12.	Будов В. М., Черномор дик Е. Н. Насосы и газодувные машины АЭС.
Горький: Горьковский политехнический ин-т, 1982.
13.	Будов В. М., Головко В. Д., Ушаков П. А. О влиянии неравномерности1
распределения расходов в межтрубном пространстве на теплообмен и возможно-
сти моделирования жидкометаллических теплообменников на воде. — Тр. Горь-
ковского политехнического института, 1975, т. 31, вып. 13.
14.	Будов В. М., Кондратьев С. М.г Фарафонов В. А. Теоретические и эк-
спериментальные исследования течения жидкости в кольцевом повороте трубки
Фильда. — В кн.: Теплообмен и гидродинамика однофазного потока в пучках
стержней. Л.: Наука, 1979, с. 138.
15.	Будов В. М., Бабин В. А. Влияние затыловки лопастей рабочего колеса
на характеристику центробежного насоса. — Энергомашиностроение, 1973, № 7,.
с. 34.
16.	Безносов А. В., Зверева Л. А., Фарафонов В. А. Основное оборудование
АЭС с реакторами типа ВВЭР. Горький: Горьковский политехнический ин-тг
1981.
17.	Белецкий Д. Е. Технология насосостроения. М.: Машгиз, 1956.
18.	Вертикальный прямоточный парогенератор для АЭС с ВВЭР/В. П. Гле-
бов, В. Ф. Москвичев, В. Н. Гребенников и др. — Теплоэнергетика, 1983, № 2,
21.
19.	Водо-водяные реакторы и их топливный цикл за рубежом. Вып. 1. Про-
изводство тепловыделяющих элементов и тепловыделяющих сборок/Г. А. Нек-
расова, Б. Г. Парфенов, И. Д. Соколова и др. М.: ЦНИИатоминформ, 1978.
20.	Воронин А. М. Развитие атомной энергетики в СССР. — Электрические
станции, 1980, № 12, с. 9.
21.	Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы за рубежом. Вып. 1/
В. Н. Гребенник, В. А. Карпов, В. В. Климов и др. М.: ЦНИИатоминформ,.
1977.
22.	Герасимов В. В., Монахов А. С. Материалы ядерной техники. М.: Энер-
гоиздат, 1982.
23.	Гидравлика и теплообмен в ядерных энергетических установках/'
В. И. Субботин, М. X. Ибрагимов, П. А. Ушаков и др. М.: Атомиздат, 1975.
24.	ГОСТ 20942—75. Реакторы ядерные. Термины и определения.
26.1i
25.	Дементьев Б. А. Ядерные энергетические реакторы. М.: Энергоатомиз-
дат, 1984.
26.	Доллежаль А. А., Емельянов И. Я. Канальный ядерный энергетический
реактор. М.: Атомиздат, 1980.
27.	Дунцев В. Я., Лапшин Р. М. Технология изготовления корпусных
^конструкций ЯЭУ. Горький: Горьковский политехнический ин-Т, 1981.
28.	Дорощук В. Е. Ядерные реакторы на электростанциях. М.: Атомиздат,
1977.
29.	Зверева Л. А., Фарафонов В. А. Теплогидравлические и прочностные
расчеты парогенераторов АЭС. Горький: Горьковский политехнический ин-т,
1982.
30.	Займовский А. С., Калашников В. В., Головнин И. С. Тепловыделяющие
элементы атомных реакторов. М.: Атомиздат, 1966.
31.	Кириллов П. Л., Кузнецов В. А. Некоторые конструкции и эксплуатация
насосов для натрия и сплава натрия и калия. — Атомная энергия, 1959, т. 7,
®ып. 1, с. 42.
32.	Кириллов П. Л., Кондратьев С. И., Фарафонов В. А. Влияние входных
.параметров теплоносителей на теплогидравлические характеристики парогене-
рирующей трубки Фильда. — Атомная энергия, 1979, т. 47, вып. 4, с. 251.
33.	Кириллов П. Л., Минчаков В. И., Полянин Л. Н., Фарафонов В. А.
Исследование теплофизических характеристик парогенерирующих трубок Филь-
да.— Тр. Горьковского политехнического ин-та, 1975, т. 31, вып. 13, с. 33.
34.	Кириллов П. Л., Беляев В. А., Фарафонов В. А. Теплообмен в пароге-
нерирующей трубке Фильда. — Там же, 1973, т. 29, вып. 16, с. 18.
35.	Климов В. В. Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы за ру-
бежом. М.: ЦНИИатоминформ, 1978, вып. 6.
36.	Корсаков В. К., Выговский В. Ф., Михан В. И. Технология реакторо-
строения. М.: Атомиздат, 1977.
37.	Клемин А. И., Полянин Л. Н., Стригулин М. М. Теплогидравлический
расчет и теплотехническая надежность ядерных реакторов. М.: Атомиздат,
1980.
38.	Котов Ю. В., Кротов В. В., Филиппов Г. А. Оборудование атомных
электростанций. М.: Машиностроение, 1982.
39.	Конструирование ядерных реакторов/И. Я. Емельянов, Михан В. И.,
«Солонин В. И. М.: Атомиздат, 1981.
40.	Конструкционные материалы для АЭС/Ю. Ф. Баландин, И. В. Горынин,
30. И. Звездин, В. Г. Марков, М.: Энергоатомиздат, 1984.
41.	Кузнецов Н. М., Канаев А. А., Копп И. 3. Энергетическое оборудование
«блоков АЭС. Л.: Машиностроение, 1979.
42.	Крамеров А. Я. Вопросы конструирования ядерных реакторов. М.:
Атомиздат, 1975.
43.	Крамеров А. Я., Шевелев Я. В. Инженерные расчеты ядерных реакто-
ров. 2-е изд. М.: Энергоатомиздат, 1984.
44.	Лапшин Р. М., Фарафонов В. А., Черномордик Е. Н. Расчет основного
оборудования энергетических установок на ЭВМ «Наири». Горький: Горьковский
^политехнический ин-т, 1978.
45.	Манько П. А., Соломинский Б. Е. Производство судовых реакторов и
парогенераторов. Москва: Судостроение, 1969.
46.	Манько П. А. Технология изготовления и расчет толстостенных корпусов
сосудов. Ленинград.: Судостроение, 1977. '
47.	Манько П. А. Крепление труб в трубных досках теплообменных аппа-
ратов. Ленинградский кораблестроительный ин-т, 1967.
48.	Маргулова Т. X. Атомные электрические станции. М.: Высшая школа,
1979.
49.	Маргулова Т. X. Расчет и проектирование парогенераторов атомных
электростанций. М. — Л.: Госэнергоиздат, 1962.
50.	Мельников А. П., Конструктивные формы и методы расчета ядерных
реакторов. 3-е изд. М.: Энергоатомиздат, 1985.
51.	Митенков Ф. М., Новинский Э. Г., Будов В. М. Главные циркуляцион-
ные :насосы АЭС. М.: Энергоатомиздат, 1984.
Содержание
Предисловие........................................................ $
Глава 1. Описание принципиальных схем атомных электростанций	.	5
1.1.	Схемы	АЭС	с	реакторами типа ВВЭР............................. &
1.2.	Схемы	АЭС	с	реакторами, охлаждаемыми жидким металлом .	8
1.3.	Схемы	АЭС	с	канальными реакторами...........................13»
1.4.	Схемы	атомных станций теплоснабжения..........................17
1.5.	Схемы высокотемпературных газоохлаждаемых установок .	.	18»
Глава 2. Тепловыделяющие сборки ядерных реакторов ....	21
2.1.	Тепловыделяющие элементы ...........	21
2.1.1.	Конструкционные особенности твэлов.................21
2.1.2.	Дистанционирование твэлов .	.	.	................24
2.1.3.	Крепление твэлов в ТВС.............................27
2.1.4.	Технологическая схема изготовления твэлов .....	29s
2.2.	Тепловыделяющие сборки...................................31
2.2.1.	Конструкции ТВС водо-водяных энергетических	реакторов	31
2.2.2.	Конструкция ТВС реакторов, охлаждаемых жидким ме-
таллом ........................................................44
2.2.3.	Конструкции каналов уран-графитовых реакторов	...	60
2.2.4.	Конструкции ТВС атомных станций теплоснабжения .	.	71
2.2.5.	Конструкции ТВС газоохлаждаемых реакторов ....	70
2.2.6.	Технологическая схема изготовления ТВС реактора .	.	70
Глава 3. Реакторы атомных электростанций..........................81
3.1.	Конструкции водо-водяных энергетических реакторов ....	81
3.1.1.	Внутрикорпусная шахта..................................83;
3.1.2.	Блок защитных труб.....................................86»
3.1.3.	Активная зона ...	 8&
3.1.4.	Верхний блок реактора .	.	.	 .........91
3.1.5.	Корпус реактора.........................................91
3.1.6.	Технологическая схема изготовления	корпуса ВВЭР .	.	90
3.1.7.	Компоновка реакторного отделения........................99
3.1.8.	Оборудование для перегрузки реактора...................105
3.2.	Быстрые реакторы с натриевым теплоносителем..................109
3.2.1.	Конструкция корпуса реакторов .........................109
3.2.2.	Верхняя пробка реактора.......................  .	. ПО
3.2.3.	Внутрикорпусные конструкции реактора..................120
3.2.4.	Активная зона..........................................121
3.2.5	Способы крепления оборудования в реакторе ....	123-
3.2.6.	Сравнение конструкционных и компоновочных решений ин-
тегральных и петлевых	реакторов	на	быстрых нейтронах .	124
3.2.7.	Перегрузка топлива....................................130
3.3.	Канальные реакторы..........................................134
3.4.	Реакторы атомных станций	теплоснабжения...................142'
3.5.	Газоохлаждаемые реакторы.....................................151
2631
Глава 4. Насосы и газодувные машины атомных электростанций .	.	160.
4.1.	Требования к насосам.................................................160
4.2.	Конструкции водяных насосов......................................... 161
4.2.1.	Конструкции основных узлов бессальниковых герметичных
циркуляционных насосов..........................................162
4.2.2.	Конструктивные схемы водяных насосов с механическим уп-
лотнением вала..................................................172
4.3.	Конструкции жидкометаллических насосов атомных электро-
станций .	.	. л...........................................179
4.4.	Методы гидравлического расчета проточной части лопастных
насосов............................................................186
4.5.	Газодувные машины АЭС................................................196
4.6.	Технологическая схема изготовления	рабочих колес насосов .	205
Пример расчета . •............................................................206
Глава 5. Теплообменное оборудование	АЭС..................................212
5.1.	Теплообменники промежуточного контура реакторов на быстрых
нейтронах.....................................................212
5.1.1.	Конструкционные схемы промежуточных	теплообменников	212
5.1.2.	Вибрация труб в пучке.....................................218
5.1.3.	Методика теплогидравлического	расчета	промежуточного
теплообменника..............................................222
5.2.	Парогенераторы установок на быстрых	нейтронах...........223
5.2.1.	Конструкции парогенераторов...............................223
5.2.2.	Особенности теплогидравлического	расчета	парогенераторов	236
5.3.	Конструкции парогенераторов, обогреваемых водой под давлением 245
5.3.1.	Горизонтальные парогенераторы.............................245
5.3.2.	Вертикальные парогенераторы...............................248
5.3.3.	Технологическая схема изготовления	парогенераторов	.	.	253
(Список рекомендуемой литературы..............................................261
ВЯЧЕСЛАВ МИХАИЛОВИЧ ВУДОВ
ВЛАДИМИР АЛЕКСАНДРОВИЧ ФАРАФОНОВ
Конструирование основного оборудования АЭС
Редактор Г. Б. Казьмина
Художественный редактор А. Т. Кирьянова
Технический редактор В. В. Хапаева ,
Корректор 3. Б. Драновская
МБ № 532
(Сдано в набор 19.11.84. Подписано в печать 29.03.85.	Т-09301.
•Формат 60X90718. Бумага типографская № 1. Гарнитура литературная.
’Печать высокая. Усл. печ. л. 16,5 Усл. кр.-отт. 16,5 Уч.-изд. л. 19,66
Тираж 2700 экз. Заказ 1986 Цена 95 к.
Энергоатомиздат, 113114, Москва, М-114, Шлюзовая наб., 10
Московская типография № 6 Союзполиграфпрома при Государственном
комитете СССР по делам издательств, полиграфии и книжной
'торговли, 109088, Москва, Ж-88, Южнопортовая ул., 24.