Харитонов Енергетика-Технико-економические основы 2007
.pdfОбщая характеристика реактора. Как следует из самого на-
звания корпусных реакторов, их отличительной особенностью является использование толстостенного цилиндрического корпуса для размещения активной зоны, которая охлаждается водой высокого давления. Замедлителем нейтронов и теплоносителем первого контура служит дистиллированная вода при давлении 15,7 МПа [5.1], [5.4] – [5.6]. Реактор в составе двухконтурного энергоблока АЭС имеет тепловую мощность 3000 МВт и позволяет вырабатывать электрическую мощность 1000 МВт (1 ГВт). Исчерпывающая информация о реакторах ВВЭР содержится в 11-томном издании «Создание реакторных установок ВВЭР для АЭС», подготовленном сотрудниками Опытного конструкторского бюро «Гидропресс» (г. Подольск).
В состав основного оборудования и систем нормальной экс-
плуатации реактора входят:
•главный циркуляционный контур и система компенсации давления;
•система управления и защиты, система контроля, управления
идиагностики;
•система радиационной защиты;
•система контроля герметичности оболочек твэлов;
•транспортно-технологическое оборудование перегрузки топ-
лива.
Главный циркуляционный контур состоит из реактора и четырех циркуляционных петель (рис. 5.1). Каждая циркуляционная петля включает парогенератор, главный циркуляционный насос (ГЦН) и главные циркуляционные трубопроводы, соединяющие оборудование петли с реактором. Создание и поддержание давления в главном циркуляционном контуре осуществляется системой компенса-
ции давления. При давлении 15,7 МПа (160 атм) температура кипения воды составляет 346оС, а температура воды в реакторе поддер-
живается на уровне от ТВХ = 291 оС на входе до ТВЫХ = 321 оС на выходе. Поэтому вода циркулирует в первом контуре без парообра-
зования (в однофазном состоянии).
Для создания циркуляции теплоносителя в первом контуре используются вертикальные насосы центробежного типа с трехфазным асинхронным электродвигателем мощностью 5,3 МВт. Число
оборотов ротора – 1000 об./мин. Производительность насоса составляет 20 тыс. м3 воды в час.
Тепловая мощность реактора Q (Вт), расход теплоносителя G
(кг/c) и его подогрев Т = ТВЫХ – ТВХ (оС) в активной зоне связаны между собой уравнением материально-теплового баланса. В общем
виде это уравнение имеет вид
Q = G·(IВЫХ – IВХ),
где IВЫХ и IВХ – энтальпии воды на выходе из реактора и на входе в него соответственно (Дж/кг). Приведенное уравнение означает, что все тепло, выделившееся в активной зоне реактора, передается теплоносителю, повышая его теплосодержание (энтальпию) при заданном давлении. При течении однофазного теплоносителя с постоянными физическими свойствами I = cpT, где ср – изобарная теплоемкость теплоносителя при рабочих давлении и температуре (Дж/кг·град). Поэтому применительно к PWR уравнение матери- ально-теплового баланса принимает вид
Q = Gcp Т. |
(5.4) |
Теплоноситель переносит полученное тепло в парогенератор. Так, при давлении воды 16 МПа и средней температуре 306 оС теплоемкость равна ср ≈ 5,1 кДж/(кг·град). Следовательно, для обеспечения тепловой мощности реактора Q = 3 ГВт и подогреве воды Т = 30 оС, необходимо прокачивать через реактор воду с расходом
G = Q/cp Т = 3·109/(5,1·103·30) ≈ 2·104 кг/с ≈ 70 тыс. тонн в час, т.е.
около 18 тыс. м3 воды в час через каждый из четырех насосов (ГЦН). В реакторной установке ВВЭР-1000 применяется горизонталь-
ный корпусной парогенератор с производительностью 1470 т пара в час. За рубежом применяются преимущественно парогенераторы вертикального типа. Поверхность теплообмена парогенератора включает 11 тыс. труб диаметром 16 мм и толщиной стенки 1,5 мм. Трубы и сепарационные устройства размещены внутри корпуса диаметром 4 м и длиной около 12 м (рис. 5.2).
Первый контур со всем оборудованием и трубопроводами заключен в специальную защитную герметичную конструкцию (оболочку), называемую контейнментом, которая должна изолировать окружающую среду от возможного проникновения радиоактивных элементов из первого контура (рис. 5.3). Защитная оболочка из желе-
зобетона имеет форму цилиндра с куполом. Железобетонная плита, замыкающая снизу цилиндрическую оболочку, воспринимает весовые нагрузки от оборудования и строительных конструкций реактора. Сам реактор установлен в толстостенной железобетонной шахте.
В парогенераторе, являющемся связующим звеном первого и второго (паротурбинного) контуров, генерируется сухой пар при давлении 60 атм (меньшем по сравнению с давлением первого контура) и температуре 275 оС. Этот пар направляется в турбину (цилиндр высокого давления – ЦВД), где он расширяется до давления 10 атм. При этом давлении влажность пара составляет 10 – 12 %, так что дальнейшее использование этого пара неэффективно (см. гл. 3). Поэтому из ЦВД пар направляется в сепараторпароперегреватель, где пар отделяется от влаги и перегревается так, что его параметры доводятся до значений 10 атм и 250 оС. Перегретый пар направляется в цилиндры низкого давления (ЦНД) турбины, после чего поступает в конденсатор (рис. 5.4, а, б). В целях повышения экономической эффективности АЭС с реакторами ВВЭР-1000 строятся в «моноблочном исполнении»: 1 реактор – 1 турбоустановка мощностью 1000 МВт.Конструкция реактора ВВЭР-1000. Корпус реактора из нержавеющей радиационностойкой стали марки 15Х2НМФА имеет вид цилиндрического сосуда с выпуклым днищем и съемной крышкой, которая крепится к боковым стенкам реактора 54 шпильками с резьбой М170×6 (рис. 5.5). Масса корпуса с крышкой достигает 400 т. В верхней части цилиндрического корпуса сделаны отверстия (патрубки, штуцеры) для подвода и отвода воды диаметром 850 мм. Высота корпуса (без крышки) 10 897 мм, полная высота реактора – около 19 м. Диаметр корпуса в районе расположения активной зоны 4535 мм, в районе расположения патрубков – 5260 мм. Толщина стенок корпуса в зоне патрубков достигает 285 мм, а в зоне активной зоны – 192 мм, толщина днища 225 мм, толщины стенок крышки реактора 320 мм. Проектный срок службы корпуса 40 лет.
Внутри корпуса подвешена шахта (обечайка), представляющая собой тонкостенный цилиндрический сосуд из нержавеющей стали марки 08Х18Н10Т длиной 10 425 мм с толщиной стенок около 65 мм и с системой отверстий в донной части и верхней части боковой стенки. Эти отверстия обеспечивают направление движения теплоносителя. Вода с температурой 291 оС поступает по четырем
штуцерам в кольцевое пространство между корпусом и внутренней шахтой и движется вниз между ними, выполняя в этом месте функции отражателя нейтронов. Дно шахты имеет многочисленные отверстия, через которые вода попадает внутрь шахты, где располагается активная зона, состоящая из отдельных шестигранных тепловыделяющих сборок (ТВС), каждая из которых содержит 317 тепловыделяющих элементов (твэлов) с топливом. Двигаясь в пространстве между плотно расположенными твэлами, вода нагревается на 30 оС и выходит при температуре 321 оС через верхние патрубки корпуса реактора. Через главные циркуляционные трубопроводы вода попадает в парогенератор, где отдает тепло воде второго контура, затем с помощью ГНЦ вновь возвращается в реактор.
Активная зона. Диаметр активной зоны составляет 3,2 м, высота – 3,5 м. В активной зоне серийных реакторов установлены 163 кассеты (ТВС) шестигранной формы (с размером под ключ 238 мм и толщиной стенки 1,5 мм) с расположением твэлов (317 шт. диаметром 9,1 мм) по треугольной решетке с шагом 12,75 мм (рис. 5.6). Чехлы ТВС изготовлены из циркониевого сплава Э-125 (Zr + 2,5 % Nb), а оболочки твэлов – из сплава Э-110 (Zr + 1 %Nb).
Цирконий широко используется в реакторах на тепловых нейтронах, поскольку отличается низким сечением поглощения нейтронов, высокой коррозионной и радиационной стойкостью. ТВС имеет длину 4665 мм, длина топливной части – 3530 мм.
Из 163 кассет 109 (или 61) содержат поглощающие стержни (ПС) системы управления и защиты (СУЗ). В качестве поглощающего материала используется карбид бора и титанат диспрозия Dy2O3TiO2. Для компенсации избыточной реактивности в начале кампании и выравнивания поля энерговыделения применяются пучки стержней с выгорающим поглотителем (СВП) – карбидом бора В4С или композицией диборида хрома в матрице алюминиевого сплава (CrB2 + Al), в которых изотоп бор-10 является сильным поглотителем нейтронов. В последнее время для этой цели используются выгорающие поглотители из гадолиния, которые подмешиваются к топливу (уран-гадолиниевое топливо).
Тепловыделяющий элемент (твэл) состоит из герметичной цилиндрической оболочки с толщиной стенки 0,65 мм, изготовленной из циркониевого сплава и заполненной топливным сердечником из таблеток двуокиси урана UO2 диаметром 7,6 мм с обогащением
4,4 % по урану-235 (при трехгодичном топливном цикле). Столб таблеток в твэле фиксируется пружиной, расположенной в одном из концов твэла. Твэл заполняют самым теплопроводным инертным газом гелием для снижения термического сопротивления зазора между топливом и оболочкой. Такие ТВС обеспечивают объем-
ную плотность тепловыделения в активной зоне |
110 |
кВт/л = |
= 110 МВт/м3 при линейной мощности одного |
твэла |
около |
45 кВт/м. Всего в активной зоне находится около 50 тысяч твэлов.
Внастоящее время разработаны усовершенствованные бесчехловые ТВС с размером под ключ 234 мм (рис. 5.7, 5.8), которые позволяют увеличить глубину выгорания топлива, период времени между перегрузками ТВС и тем самым повысить экономическую эффективность АЭС. Схема размещения кассет в активной зоне серийного реактора приведена на рис. 5.9.
Взарубежных реакторах PWR кассеты имеют квадратное поперечное сечение (а не шестиугольное, как в ВВЭР) и твэлы диаметром 10,7 мм, расположенные с шагом 14,3 мм. Подробно о твэлах для разных ядерных реакторах говорится в [5.22] – [5.25].
Датчики системы внутриреакторного контроля. Система внутриреакторного контроля обеспечивает контроль основных нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик, определяющих состояние активной зоны. Распределение энерговыделения в активной зоне реактора ВВЭР-1000 измеряют с помощью датчиков КНИ (каналов нейтронных измерений). Каждый КНИ содержит семь родиевых детекторов прямой зарядки, размещенных в герметичном чехле на разных уровнях по высоте активной зоны. Контроль температуры теплоносителя осуществляется термопарами. Каждая термопара размещена в конце герметичного чехла, омываемого снаружи теплоносителем, выходящим непосредственно из той ТВС, над которой он расположен. Специальным детектором контролируется уровень теплоносителя в активной зоне. Детекторы энерговыделения, контроля температуры и уровня теплоносителя обычно размещают в одном канале – в сборке внутрире- акторных детекторов. В активной зоне устанавливается несколько подобных сборок.
Установка реактора в бетонной шахте. Реактор устанавли-
вают и закрепляют в толстостенной бетонной шахте, оборудован-
ной различными устройствами для обеспечения работы реактора. К этим устройствам относятся:
•фермы опорная и упорная из стальных сварных конструкций, заполненных бетоном и охлаждаемых воздухом, на которые опирается корпус реактора;
•сухая защита строительного бетона в нижней части шахты от нейтронного облучения, выполненная из сварных металлоконструкций, заполненных температуростойким серпентинитовым бетоном;
•тепловая изоляция нижней части корпуса и патрубков;
•биологическая защита в зоне входных патрубков в виде засыпки из серпентинитовой породы, карбида бора и чугунной дроби;
•ионизационные камеры и механизмы для их перемещения;
•разъемы электрокоммуникаций;
•система воздушного охлаждения бетонной шахты;
•сильфон разделительный, отделяющий верхний объем бетонной шахты от расположенных ниже помещений и позволяющий заливать корпус реактора и верхнюю часть бетонной шахты водой для проведения перегрузки топлива.
Нижняя часть бетонной шахты сообщается с помещением, в котором может быть смонтировано устройство удержания расплава активной зоны и дна корпуса реактора в случае аварии.
В расчете закрепления реактора в бетонной шахте наряду с эксплуатационными нагрузками учитываются нагрузки от возможных внешних динамических воздействий (землетрясение, ударная волна от падения самолета и др.).
Управление реактором. Управление реактивностью производится путем использования двух независимых систем:
•механического перемещения сборок поглощающих стержней (ПС) системы управления и защиты (СУЗ) в активной зоне,
•изменения концентрации бора в теплоносителе (воде).
В процессе работы реактора с помощью датчиков системы внутриреакторного контроля осуществляются измерения распределения энерговыделения по объему активной зоны и температуры теплоносителя на выходе из ТВС. В необходимых случаях путем перемещения ПС СУЗ и увеличением или уменьшением концентрации бора в воде производится регулирование распределения энерговыделений и связанных с ним других эксплуатационных
параметров (мощности, реактивности). Аварийная защита переводит реактор в подкритическое состояние с любого уровня мощности при любом исходном положении ПС СУЗ и поддерживает подкритичность в аварийных режимах.
После останова реактора система борного регулирования компенсирует изменение реактивности, связанное с распадом ксенона и расхолаживанием теплоносителя. Система борного регулирования также обеспечивает требуемую подкритичность (не менее 2 %) при перегрузках топлива.
Нормальные режимы эксплуатации реактора. В практике эксплуатации реакторов типа ВВЭР приняты шесть режимов эксплуатационного состояния реактора:
•«холодное» состояние;
•«горячее» состояние;
•реактор на минимальном критическом уровне мощности;
•работа на энергетических уровнях мощности (с полным и неполным числом циркуляционных петель);
•останов для ремонта;
•перегрузка топлива.
При переходе от одного состояния к другому установка находится в переходном режиме. Подробное описание эксплуатационных режимов реакторов приведено в [5.4], [5.26] – [5.27], а общие вопросы проектирования ЯЭУ и АЭС – в [5.28], [5.29].
5.2.2. Развитие реакторов типа ВВЭР (PWR) в мире
Технология реакторов с водой под давлением ВВЭР (PWR – в международной классификации) – наиболее распространенная в мире: более 60 % блоков АЭС эксплуатируется и сооружается по технологии PWR. Основные усилия разработчиков серийных реакторов направлены на повышение безопасности АЭС, ужесточение показателей по предотвращению аварий и удержанию продуктов деления в случае, если авария все же произошла. Одним из критериев безопасности часто фигурирует вероятность больших выбросов радиоактивности с АЭС: эта вероятность не должна превышать
10-6 1/реакторо-лет (по сравнению с типичным значением 10-4 1/ре- акторо-лет для существующих станций). Обеспечение требований безопасности привело к существенному повышению капитальных затрат на строительство современных блоков АЭС.
Развитие международного рынка вызвало к жизни создание совместных проектов и международное согласование критериев проектирования и требований по безопасности, что с успехом продемонстрировали Франция и Германия при разработке реактора EPR (Европейский реактор с водой под давлением), а также США и Япония при разработке реактора APWR, США и Корея при проектировании стандартизованной АЭС «System 80+».
Реактор EPR. Реакторостроительные компании Framatome (Франция) и Siemens-KWU (Германия) создали совместную компанию Framatome ANP для разработки окончательного проекта EPR и продвижения своих технологий в мире. В 1999 г. комиссия из различных электроэнергетических компаний и регулирующих организаций Европы, рассмотрев разработанный технический проект реактора EPR, признала его как усовершенствованный водо-водяной реактор, отвечающий жестким европейским требованиям EUR. С тех пор проект EPR стал одним из основных претендентов для строительства новых АЭС, но в период длительного перерыва в строительстве новых мощностей ядерной энергетики в Западной Европе и США этот проект не был востребован. В настоящее время интерес к проекту стали проявлять многие электроэнергетические компании: в Финляндии начато строительство нового энергоблока с реактором EPR, во Франции принято решение о начале строительства в 2007 г., в КНР проект EPR участвует в тендере на строительство двух энергоблоков, в США проект передан в Комиссию ядерного регулирования на сертификацию для ускоренного получения в дальнейшем объединенной лицензии на строительство и эксплуатацию энергоблока.
В проекте EPR (рис. 5.10) использован опыт эксплуатации и проектирования лучших энергоблоков двух стран: с реактором серии Сonvoi в Германии и с реактором серии N4 во Франции. Программа развития ядерной энергетики была принята во Франции
в 1970 г. и ускорена в 1974 г. после первого нефтяного кризиса. Сегодня около 80 % электроэнергии во Франции вырабатывается на АЭС. В реакторах серии N4 мощностью 1450 МВт впервые в мире применена система управления с помощью компьютера. В память ЭВМ были заложены все условия, которые могут возникнуть в ходе эксплуатации станции. Кроме того, на АЭС с реакторами серии N4 использован самый мощный в мире турбоагрегат с паровой турбиной «Арабель». Его электрическая мощность 1520 МВт, масса вращающихся со скоростью 1500 об/мин элементов 620 т, общая длина турбогенератора 69 м, диаметр последнего рабочего колеса турбины (цилиндра низкого давления) 4150 мм.
В реакторе EPR для повышения номинальной мощности и улучшения характеристик эксплуатационной безопасности были увеличены размеры основных компонентов реактора (активная зона, корпус, ГЦН, парогенератор, компенсатор давления). Для снижения утечки нейтронов предусмотрена установка массивного отражателя нейтронов из нержавеющей стали. Кроме того, отражатель оберегает корпус реактора от радиационного охрупчивания (суммарный флюенс нейтронов за 60 лет эксплуатации составит допустимую величину 1019 нейтронов на см2). Новая конструкция парогенератора включает дополнительные экономайзерные пучки теплообменника, которые позволили поднять давление во втором контуре до 7,8 МПа. Повышенные параметры рабочего тела второго контура и усовершенствованная конструкция турбогенератора сделали возможным достижение максимального значения термического КПД энергоблоков 36 %.
При разработке проекта большое значение придавалось усовершенствованию систем безопасности. Во всех системах аварийного охлаждения используется по четыре независимых канала подачи охлаждающей воды (4×50 % общего расхода), расширены возможности по управлению авариями: увеличены мощности систем отвода остаточного тепла; усовершенствованы системы сбросных клапанов и систем дожигания водорода; внедрена система сбора осколков разрушенной активной зоны. Существенно улучшена экономика неядерной части энергоблока за счёт новой конструкции лопаток
последней ступени паровой турбины и улучшенной компоновки основных компонентов машинного зала. Параметры реактора EPR в сравнении с другими реакторами можно увидеть в табл. 5.3.