теплоэнергетика

193

тивность. В будущем можно рассмотреть вопрос о повышении обогащения топлива для РБМК 5-го блока Курской АЭС, что позволит улучшить его экономические показатели, сохраняя высокий уровень безопасности. Данный блок формально относится к 3-му поколению РБМК, но по глубине произведенных изменений правильнее было бы отнести его к поколению «3+».

11.3.3. Развитие реакторов типа РБМК

В силу общей особенности конструкции реакторов РБМК, в которой активная зона, подобно кубикам, набиралась из большого числа однотипных элементов, идея дальнейшего увеличения мощности напрашивалась сама собой.

Проекты реакторов МКЭР (многопетлевой канальный энергетический реактор) являются эволюционным развитием поколения реакторов РБМК. В них учтены новые ужесточившиеся требования безопасности и устранены главные недостатки прежних реакторов данного типа.

Реакторы серии МКЭР оснащены двойной защитной гермооболочкой: первая – стальная, вторая – железобетонная без создания предварительно напряжённой конструкции. Диаметр защитной оболочки МКЭР-1500 составляет 56 метров.

Реактор МКЭР-1500 (рис. 11.8) проектируется как эволюционное развитие отечественных канальных водографитовых реакторов на тепловых нейтронах. Наряду с достоинствами современных отечественных водографитовых реакторов в реакторной установке реализованы принципиально новые технологические решения, позволяющие значительно усовершенствовать технико-экономические показатели установки. При проектировании МКЭР-1500 основными направлениями для улучшения технико-экономических показателей являются:

-увеличение электрической мощности энергоблока до

1500 МВт;

-увеличение эффективности энергоблока при высоком коэффициенте использования установленной мощности (~93%);

-уменьшение стоимости топливного цикла за счет более высокого среднего выгорания топлива при более экономном расходе природного урана;

-увеличение срока эксплуатации энергоблока;

-обеспечение эффективного управления авариями. Реакторная установка МКЭР-1500 работает по одноконтурной

схеме. В качестве замедлителя используется графит, теплоно-

194

ситель – вода. Генерируемый в активной зоне пар отделяется от воды в барабанах-сепараторах и поступает в турбину.

Применение более экономичного турбинного цикла позволило увеличить КПД установки до 35,2 %. Таким образом, при электрической мощности 1 500 МВт тепловая мощность реактора составляет 4 250 МВт.

Рис. 11.8. Реакторная установка МКЭР-1500: 1 – двойная защитная гермооболочка; 2 – бак СПР; 3 – РЗМ; 4 – барабан-сепаратор; 5 – короб КГО; 6 – коммуникация пароводяная; 7 – реактор; 8 – трубопровод опускной; 9 – коллектор всасывающий; 10 – РГК; 11 – коллектор напорный; 12 – коммуникация водяная; 13 – ГЦН; 14 – бассейн-барботер

195

В отличие от реакторов РБМК (две петли) энергоблок с МКЭР имеет четыре петли многократной принудительной циркуляции, что позволяет уменьшить максимальные диаметры трубопроводов, используемых в КМПЦ, и, следовательно, увеличить защищенность установки при максимальной проектной аварии. Каждая из четырех петель включает в себя барабан-сепаратор, трубопроводы, подающие воду в ГЦН, и трубопроводы, подводящие воду в раздаточно-групповые коллекторы, из которых теплоноситель раздается по топливным каналам. Установленные на главных паропроводах быстродействующие отсечные задвижки (БЗОК) позволяют (в случае разгерметизации в любой петле) изолировать петли друг от друга. В каждой петле предполагается использовать по три ГЦН новой конструкции. Основным достоинством этих насосов является двухскоростной режим работы, что позволяет отказаться от дополнительной регулирующей арматуры.

Перегрузка топлива в реакторе МКЭР может осуществляться как на остановленном, так и на работающем реакторе. Это преимущество канальных реакторов позволяет добиться высокого коэффициента использования установленной мощности, более глубокого и равномерного выгорания топлива.

Важными составляющими себестоимости энергии, вырабатываемой на АЭС, являются выгорание топлива и расход природного урана. Ввиду хорошего баланса нейтронов реактор МКЭР имеет весьма низкий расход природного урана (у МКЭР1500 он составляет 16,7 г/МВт·ч(э) – самый низкий в мире). Проведенные нейтроно-физические расчеты показали, что при начальном обогащении 2,4 % средняя глубина выгорания выгружаемого топлива составляет 30 МВт сут/кг. Ожидаемый КПД по выработке электроэнергии составит 35,2 %, срок службы – 50 лет. Технические характеристики энергоблока с реактором МКЭР-1500 приведены в табл. 11.3.

Отметим, что расход природного урана в энергоблоках с МКЭР-1500 меньше, чем в существующих канальных реакторах РБМК в 1,5 раза, и примерно в 1,65 раза меньше, чем в реакторах ВВЭР-1000.

Для сравнения отметим, что в перспективном корпусном реакторе APWR (совместный проект усовершенствованного PWR мощностью 1350 МВт компаний Вестингауз и Мицубиси Хэви Индастри) расход природного урана составит 17,8 гU/МВт·ч(э), что на 6,6 % больше, чем в реакторе МКЭР-1500.

196

Таблица. 11.3. Технические характеристики энергоблока

с реактором МКЭР-1500

Таким образом, показатели использования топлива в реакторе МКЭР-1500 существенно выше достигнутых в настоящее время на действующих российских АЭС с реакторами РБМК и ВВЭР и не уступают показателям перспективных западных реакторов корпусного типа.

Следует также отметить, что реактор МКЭР-1500 так же, как

иреакторы РБМК-1000, позволяет при наличии необходимого оборудования без ущерба для производства электроэнергии осуществлять наработку различных радионуклидов технического

имедицинского назначения, осуществлять процесс радиационного легирования различных материалов.

Наиболее широко в современных радиационных технологи-

ях (медицина, промышленность, охрана экологии) применяется радиоактивный изотоп кобальта-60 (60Со), являющийся источником гамма-излучения. Опыт наработки 60Со в реакторах РБМК-1000 Ленинградской АЭС и проведенные расчеты показали возможность накопления приемлемых для практических целей значений удельной активности.

197

11.4. Водо-водяные энергетические реакторы типа ВВЭР-1000

11.4.1. Краткая история разработки и сооружения

Направление ВВЭР разрабатывалось в СССР параллельно с РБМК. В начале 1950-х гг. уже рассматривались несколько вариантов реакторных установок для атомных подводных лодок. Среди них имелась и водо-водяная установка, идея которой была предложена в Курчатовском институте С. М. Фейнбергом. Этот вариант был принят и для разработки гражданских энергетических реакторов. Работы над проектом начались в 1954 г., в 1955 г. ОКБ «Гидропресс» приступило к разработке конструкции. Научное руководство осуществляли И. В. Курчатов и А. П. Александров.

Первоначально рассматривались несколько вариантов, техническое задание на проектирование которых было представлено Курчатовским институтом к маю 1955 г. В их число входили: ВЭС-1 – водо-водяной реактор с алюминиевой активной зоной для низких параметров пара, ВЭС-2 – водо-водяной реактор с циркониевой активной зоной и повышенными параметрами пара, ЭГВ – водогазовый реактор с перегревом пара, ЭГ – газовый реактор с графитовым замедлителем. Также рассматривался вопрос о комбинировании в одном энергоблоке ВЭС-2 для производства насыщенного пара и ЭГ для перегрева этого пара. Из всех вариантов для дальнейшей разработки был выбран ВЭС-2.

Впроцессе научных изысканий конструкция ВЭС-2 была существенно изменена. Одной из основных причин этого стала поэтапная модификация ядерного топлива: первоначально предполагалась загрузка 110 т природного урана и 12 – 15 т с 25% обогащением, но к 1957 г. было принято решение использовать однородную активную зону с 1 – 3% обогащением. Также полностью поменялась конструкция топливных сборок, изменились геометрические размеры реактора, увеличились многие теплотехнические параметры. Итоговый вариант установки с реактором ВВЭР-210 был реализован в 1964 г. на Нововоронежской АЭС, ставшей первой АЭС с ВВЭР.

В1970 г. был запущен 2-й блок Нововоронежской АЭС с реактором ВВЭР-365, а в 1971 г. – 3-й блок той же станции с реактором ВВЭР-440, который стал серийным советским реактором первого поколения. АЭС с ВВЭР-440 получили большое распространение, множество энергоблоков было построено как в

СССР, так и в других странах. Первым проектом второго поко-

198

ления, к которому относятся блоки с ВВЭР-1000, стал разработанный для атомной энергетики Финляндии проект энергоблока АЭС Ловииса с ВВЭР-440. В 1977 и 1980 гг. на этой станции было запущено два энергоблока, при создании которых использовались многие технические решения, в дальнейшем реализованные и в АЭС с ВВЭР-1000, например железобетонная гермооболочка.

Работы по созданию ВВЭР-1000 начались в 1966 г., к 1969 г. в Курчатовском институте было подготовлено техническое задание на проект установки, которое утвердил его научный руководитель А. П. Александров. К 1971 г. проект ВВЭР-1000 был разработан ОКБ «Гидропресс» и утверждён Минсредмашем СССР.

Единичная мощность реакторов ВВЭР выросла с 440 до 1000 МВт за счёт увеличения площади теплообменной поверхности активной зоны, повышения энергонапряжённости топлива, увеличения расхода теплоносителя через реактор. Объём активной зоны был расширен примерно в 1,5 раза за счёт увеличения её высоты (условие возможностей транспортирования по железным дорогам СССР накладывало ограничения на поперечные размеры реактора). Однако мощность возросла более чем в 2 раза, что потребовало увеличения средней энергонапряжённости активной зоны примерно на 40%. При этом разработчикам удалось снизить коэффициенты неравномерности энерговыделения примерно на 30 %. Скорость теплоносителя в реакторе возросла с 4,1 до 5,7 м/с, давление в первом контуре со 125 до 160 кгс/см².

Также были изменены некоторые технические решения, например, число петель циркуляции теплоносителя было уменьшено с шести в ВВЭР-440 до четырёх в ВВЭР-1000. Таким образом, мощность каждой петли стала 250 МВт вместо прежних 73 МВт. Соответственно, единичная мощность главных циркуляционных насосов (ГЦН), парогенераторов и другого основного оборудования возросла более чем в 3 раза. Диаметр основных трубопроводов первого контура вырос с 0,50 до 0,85 м. В связи с применением новых ГЦН с вынесенным электродвигателем, у которых было удлинено время выбега за счёт утяжелённых маховиков, стала проще решаться проблема надёжного электроснабжения собственных нужд.

Основные характеристики корпуса ВВЭР приведены в табл. 11.4.

199

Таблица 11.4. Основные характеристики корпуса ВВЭР

11.4.2. Общее описание водо-водяных реакторов

Реактор представляет собой вертикальный цилиндрический сосуд с эллиптическим днищем, внутри которого находятся активная зона и внутрикорпусные устройства. Сверху он закрыт герметичной крышкой, закреплённой шпильками, на которой располагаются электромагнитные приводы механизмов органов регулирования и защиты реактора (приводы СУЗ) и патрубки для вывода кабелей датчиков внутриреакторного контроля. В верхней части корпуса в два ряда находятся восемь патрубков для подвода и отвода теплоносителя, по два на каждую из четырёх петель, четыре патрубка для аварийного подвода теплоносителя в случае разгерметизации первого контура и один патрубок для контрольно-измерительных приборов (КИП).

Основные узлы реактора:

корпус;

внутрикорпусные устройства; o шахта;

o выгородка;

o блок защитных труб (БЗТ);

активная зона;

o тепловыделяющие сборки (ТВС);

o пучки поглощающих стержней системы управления и защиты (СУЗ);

o пучки стержней выгорающего поглотителя (СВП);

верхний блок;

каналы внутриреакторных измерений;

блок электроразводок.

Вода первого контура после передачи тепла в парогенерато-

200