Файл: Петросьянц А.М. Атомная энергетика зарубежных стран. США, Канада, Великобритания, Франция, ФРГ, Италия, Швеция, Швейцария, Япония.pdf

Т а б л и ц а 2.9

Характеристика АЭС с реакторами GCFK

стержнями. Температура твзлов выравнивается подбором соответствующего отверстия для теплоносителя в шейке каждого твэла. Топливные стержни вентилируются для выравнивания давления и очищаются потоком гелия, который проходит через систему очистки. Вентиляция предупреждает повышение внутреннего давления в стерж­ нях вследствие накопления газообразных продуктов деления.

Твэлы размещены в центре корпуса реактора. В кожухе реактора над каждым твзлом имеется небольшое отверстие, обеспечивающее доступ к отверстиям, регулирующим поток гелия через твэлы.

37

После остановки реактора тепло из активной зоны снимают с помощью трех самостоятельных контуров. Этого тепла достаточно для производства пара, приводя­ щего в действие циркуляционные насосы в течение полу­ часа. Пар поступает в небольшие вспомогательные котлы. Кроме того, имеется три вспомогательных контура охлаж­ дения с циркуляционными насосами с электроприводами.

Стоимость разработки реактора GCFR оценивается примерно в 1,6—2 млрд, долларов. Технология этого реактора будет учитывать особенности конструкции реак­ торов HTGR и LMFRR. Фирма «Галф дженерал атомик» приступит к практическому осуществлению этой програм­ мы после окончательного заключения контракта*.

R 1971 г. по приглашению фирмы «Галф дженерал атомик» мне с группой советских специалистов пришлось посетить установки этой фирмы в районе Сан-Диего. Нужно сказать, что фирма проводит весь комплекс испы­ таний с широким размахом. Оборудование испытывается на полную нагрузку, с превышением рабочих давлений.

R 1968 г. фирма приступила к проектированию и созда­ нию оборудования для реакторов на тепловых нейтронах с гелиевым теплоносителем большой мощности. Еще несколько лет назад в Форт-Сейнт-Врейне (шт. Колорадо) «Галф дженерал атомик» начала строить АЭС с реактором 1ITGR электрической мощностью 300 Мет. Это высоко­ температурный реактор с гелиевым теплоносителем и гра­ фитовым замедлителем.

Мы посетили эту АЭС 22 апреля 1971 г. в разгар мон­ тажных работ. Физический пуск реактора был намечен на конец 1971 г. или начало 1972 г., энергетический пуск— на конец 1972 г. или начало 1973 г. По последним сооб­ щениям ядерное топливо начали загружать в сентябре 1973 г. В середине 1974 г. АЭС будет выведена на энерге­ тическую мощность.

АЭС имеет одну турбину с высокими параметрами пара: температура пара, поступающего на турбину, достигает 540° С. Запланированную электрическую мощ­

45Мет. Реактор ее имеет графитовый замедлитель, газо­

*Power Engng, 1972, v. 76, No. 10, p. 44—47.

38

вый теплоноситель (гелий) и уран-ториевый топливный цикл. В 1967 г. эта АЭС достигла запланированной электрической мощности (табл. 2.10).

с гелиевым теплоносителем. Его действительно по праву можно назвать высокотемпературным. Газ на выходе из активной зоны реактора обладает очень высокой темпе­ ратурой (730° С). Поэтому и пар, поступающий на вход

втурбину, имеет температуру 540° С, что обусловливает,

всвою очередь, и высокий к. п. д. турбины ( ~ 39,5%).

Но есть и недостатки: сложность обращения с гелием (он требует очень хорошего уплотнения контуров реакто­ ра), строительство такого реактора довольно дорого (как всякий газовый реактор он имеет очень большой объем).

В нашу задачу не входит разбор достоинств и недостат­ ков реакторов, поэтому укажем лишь, что и в других странах рассматривают возможность строительства реак­ торов такого типа. Однако пока они не получили широкого распространения. Возможно, не пришло их время, хотя преимущества таких реакторов хорошо известны.

Фирма «Галф дженерал атомик» продолжает вести дальнейшие исследования по созданию газо-графитового высокотемпературного реактора типа I1TGR, но уже электрической мощностью 1100 Мет. В штаб-квартире

39

фирмы «Галф дженерал атомик») о заключении контракта с «Галф дженерал атомик» на строительство АЭС электри­ ческой мощностью 2300 Мет с двумя реакторами HTGR. Ввод первого блока намечен в 1979 г., второго — в 1981 г.

В апреле 1972 г. по приглашению фирмы «Порт америкэп Рокуэлл» советская делегация впервые получила возможность познакомиться с работами Инженерного центра по исследованию жидких металлов. Он принад­ лежит фирме «Атомикс интернейшнл», являющейся отде­ лением фирмы «Порт америкэн Рокуэлл».

Инженерный центр в Санта-Сюзанна (шт. Калифорния) располагает комплексом стендов (12), предназначенных для испытаний оборудования, отдельных узлов, а также контрольно-измерительной аппаратуры для реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем.

Одна из главных задач центра — испытания оборудо­ вания для натриевых контуров, которт.ю не в состоянии проводить отдельные фирмы или компании, работающие по заказам КАЭ.

В Центре имеются две действующие установки, в том числе одна на мощность 12 Мет при выходных параметрах пара: температура 565° С и давление 155 атм. На этой установке можно испытывать усовершенствованные прототипные парогенераторы мощностью до 35 Мет.

Заканчивается монтаж крупной установки-стенда для испытания натриевых насосов (SPTF) производитель­ ностью до 5000—7000 м3/ч при температуре натрия

G50 °С.

Центр в Санта-Сюзанна испытывает уплотнения вала и подшипников натриевых насосов. Для этого имеется стенд для проверки узлов насосов и самих насосов объе­ мом порядка 100 м3. При этом обеспечена возможность быстрого (со скоростью 20° С в 1 сек) изменения температу­ ры натрия. Нас, в частности, познакомили с результатами испытания насоса производительностью 3500 м3/н.

Центр оборудован стендом для снятия статических теплотехнических характеристик парогенераторов и теп­ лообменников, а также для испытания их на тепловой удар (в обоих направлениях). Имеется петля для проверки больших натриевых устройств объемом 57 .и3, оборудован­ ная индукционным насосом производительностью 70 т/ч с напором до 110 м натрия. Проводится контроль на вибро­ прочность трубопроводов, парогенераторов и теплооб­ менников.

41