75 группа 2 вариант / ГТ и ПГУ / Книги / Общая энергетика. Часть 2

Система управления и защиты реактора (СУЗ) – обеспечи-

вает технический контроль параметров состояния оборудования и трубопроводов, управления и защиты оборудования от повреждений при нарушении в работе первого контура, а также других контуров и систем реактора.

9.2.2. Классификация ядерных реакторов

Атомные электростанции классифицируются в соответствии с установленными на них реакторами. По классификации МАГАТЭ различают следующие типы реакторов:

Первый тип PWR (pressurized water reactors) – водо-водяной реактор (реактор с водой под давлением). Водо-водяной ядерный реактор – реактор, использующий в качестве замедлителя и теплоносителя обычную (лёгкую) воду. Наиболее распространённый в мире тип водо-водяных реакторов – с водой под давлением. В России производятся реакторы ВВЭР, в других странах общее название таких реакторов PWR. АЭС с реакторми этого типа выполняются двухконтурными. Генерация пара, который направляется в паровую турбину, осуществляется в парогенераторе. Еще один термин для обозначения этого типа реакторов – легководный реактор – ядерный реактор, в котором для замедления нейтронов и в качестве теплоносителя используется обычная во-

да H2O.

Второй тип – BWR(boiling water reactor) – водо-водяной кипя-

щий реактор. В этих корпусных реакторах пар генерируется непосредственно в активной зоне и направляется в турбину.

Третий тип – LWGR (light water graphite reactor) – графито-вод-

ный гетерогенный реактор, использующий в качестве замедлителя графит, а в качестве теплоносителя обычную воду. Пар, идущий в паровую турбину, генерируется непосредственно в активной зоне реактора.

Четвертый тип – FBR (fast breeder reactor) – реактор-размно- житель на быстрых нейтронах, ядерный реактор, использующий для поддержания цепной ядерной реакции быстрые нейтроны, а в качестве теплоносителя и замедлителя жидкий металл (чаще всего жидкий натрий) и позволяющий в процессе ядерной реакции получать дополнительное ядерное горючее.

Пятый тип – GCR (gas-cooled reactor) – газоохлаждаемый реактор, ядерный реактор, использующий в качестве теплоносителя газообразные вещества.

Шестой тип – PHWR (pressurised heavy water reactor) – тяже-

236

ловодный реактор, ядерный реактор, который в качестве теплоносителя и замедлителя использует D2O – тяжёлую воду.

Наиболее распространёнными в мире являются водо-водя- ные (около 62 %) и кипящие (20 %) реакторы.

На атомных станциях России используют ядерные реакторы следующих основных типов:

РБМК (реактор большой мощности, канальный) – реактор на тепловых нейтронах, водографитовый;

ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) – реактор на тепловых нейтронах корпусного типа;

БН – реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим натриевым теплоносителем.

Рассмотрим основные конструктивные особенности и технологические параметры ядерных реакторов, эксплуатирующихся на АЭС России и планируемых к установке.

9.3. Реактор большой мощности, канальный РБМК-1000

9.3.1. История создания и эксплуатации

Реактор большой мощности канальный (РБМК) – серия энергетических ядерных реакторов, разработанных в Советском Союзе. Данный реактор – канальный, гетерогенный, уран-графи- товый, кипящего типа, на тепловых нейтронах; предназначен для выработки насыщенного пара давлением 70 кгс/см².

Реактор первой в мире АЭС (АМ-1 – «Атом Мирный»), Обнинская АЭС, 1954 г.) был именно уран-графитовым канальным реактором с водяным теплоносителем.

Отработка технологий уран-графитовых реакторов проводилась на промышленных реакторах, в том числе реакторах «двойного» назначения (двухцелевых реакторах), на которых помимо «военных» изотопов вырабатывалась электроэнергия, а тепловая энергия использовалось для отопления близлежащих городов.

Промышленные реакторы, которые были построены в СССР

с середины 40-х до 60-х гг. ХХ столетия: А (1946), АИ (1948, ПО «Маяк»), реакторы АД (1958), АДЭ-1 (1961) и АДЭ-2 (1964) (Горно-химический комбинат – ГХК), реакторы И-1 (1955 ), ЭИ-2 (1958), АДЭ-3, АДЭ-4 (1964) и АДЭ-5 (1965) (Сибирский химический комбинат – СХК).

С 1960-х гг. в СССР начата разработка чисто энергетических реакторов типа будущего РБМК. Некоторые конструкторские

237

решения отрабатывались на опытных энергетических реакторах «Атом Мирный Большой»: АМБ-1 (1964 г) и АМБ-2 (1967), установленных на Белоярской АЭС.

Разработка собственно реакторов РБМК началась с середины 60-х гг. Основные преимущества реакторной установки виделись создателям в следующем:

максимальном применении опыта уран-графитовых реакторов;

отработанных связях между заводами, налаженном выпуске основного оборудования;

состоянии промышленности и строительной индустрии

СССР;

многообещающих нейтронно-физических характеристиках (малое обогащение топлива).

В целом конструктивные особенности реактора повторяли опыт предыдущих уран-графитовых реакторов. Новыми стали топливный канал, сборки тепловыделяющих элементов из новых конструкционных материалов – сплавов циркония, и с новой формой топлива: металлический уран был заменён его диоксидом. Кроме того, были изменены параметры теплоносителя. Реактор изначально проектировался как одноцелевой – для производства электрической и тепловой энергии.

В 1966 г. главой Минсредмаша Е. П. Славским было подписано задание на проектирование Ленинградской атомной электростанции в 70 км по прямой к западу от Ленинграда в 4 км от поселка Сосновый Бор. В начале сентября 1966 г. проектное задание было закончено. 29 ноября 1966 г. Советом Министров

СССР принято постановление о строительстве первой очереди ЛАЭС.

Первый энергоблок с реактором типа РБМК-1000 запущен в 1973 г. на Ленинградской АЭС.

Дальнейшее совершенствование АЭС с РБМК началось с проработки проектов второй очереди Ленинградской АЭС (энергоблоки 3, 4). Основной причиной доработки проекта стало ужесточение правил безопасности. При разработке второй очереди Ленинградской АЭС в проект вносились дополнительные изменения, призванные повысить надежность и безопасность АЭС, а также увеличить ее экономический потенциал.

При строительстве АЭС реакторные отделения строились дубль-блоком, что означает, что реакторы двух энергоблоков находятся по существу в одном здании (в отличие от предыду-

238

щих АЭС с РБМК, в которых каждый реактор находился в отдельном здании). Так были исполнены реакторы РБМК-1000 второго поколения: энергоблоки 3 и 4 Курской АЭС, 3 и 4 Чернобыльской АЭС, 1 и 2 Смоленской АЭС (итого вместе с 3 и 4 блоками Ленинградской АЭС 8 энергоблоков). В общей сложности сдано в эксплуатацию 17 энергоблоков с РБМК. Срок окупаемости серийных блоков второго поколения составил 4 – 5 лет.

Вклад АЭС с реакторами РБМК в общую выработку электроэнергии всеми атомными электрическими станциями России составляет порядка 50 %.

До аварии на Чернобыльской АЭС в СССР существовали обширные планы строительства таких реакторов, однако после аварии планы по сооружению энергоблоков РБМК на новых площадках были свернуты. После 1986 г. были введены в эксплуатацию два реактора РБМК: РБМК-1000 Смоленской АЭС (1990 г.) и РБМК-1500 Игналинской АЭС (1987 г). Строительство ещё одного реактора РБМК-1000 5-го блока Курской АЭС в настоящее время заморожено.

После аварии на Чернобыльской АЭС были проведены дополнительные исследования и модернизация. В настоящее время реакторы РБМК не уступают по безопасности и экономическим показателям отечественным и зарубежным АЭС того же периода постройки. На сегодняшний день высокий уровень безопасности РБМК подтверждён на национальном уровне, а также международными экспертизами.

Развитие концепции канального уран-графитового реактора осуществляется в проектах МКЭР: Многопетлевой канальный энергетический реактор.

Поперечный разрез главного корпуса АЭС с реактором РБМК-1000 показан на рис. 9.4.

Условные обозначения к рис. 9.4: 1 – турбинный сепаратор; 2 – мостовой кран 200/30 т; 3 – ПНД № 2; 4 – паровая турбина; 5 – ПНД №1; 6 – конденсатор боковой; 7 – кран-балка; 8 – деаэратор 0,7 МПа; 9 – ионообменный фильтр смешанного действия; 10 – главный циркуляционный насос; 11 – электродвигатель главного циркуляционного насоса; 12 – кран мостовой 10/5 т; 13 – барабан-сепаратор; 14 – реактор РБМК; 15 – кран мостовой с дистанционным управлением; 16 – раз- грузочно-загрузочная машина

239

239

Рис. 9.4. Поперечный разрез главного корпуса АЭС с реактором РБМК-1000

239

Технические характеристики работающих в настоящее время реакторов РБМК-1000 и РБМК-1500 и спроектированных реакторов РБМКП-2400 и МКЭР-1500 приведены в табл. 9.2.

Таблица 9.2. Характеристики реакторов типа РБМК

					РБМК-	РБМК-	РБМКП-	МКЭР-
	Характеристика						2400	1500
					1000	1500
							(проект)	(проект)
	Тепловая мощность реакто-				3200	4800	5400	4250
	ра, МВт
	Электрическая		мощность		1000	1500	2000	1500
	блока, МВт
	КПД блока, %				31,3	31,3	37,0	35,2
	Давление	пара	перед тур-		6,4	6,4	6,4	6,4
	биной, МПа
	Температура пара			перед	280	280	450	—
	турбиной, °C
	Размеры активной зоны, м:
	высота				7	7	7,05	7
	диаметр (ширина × длина)				11,8	11,8	7,05×25,38	14
	Загрузка урана, т				192	189	220	—
	Обогащение, % 235U:
	испарительный канал				2,6-3,0	2,6-2,8	1,8	2-3,2
	перегревательный канал				—	—	2,2	—
	Число каналов:				1693-
	испарительных				1661	1661	1920	1824
	перегревательных				—	—	960	—
	Среднее выгорание топли-
	ва, МВт·сут/кг:
	в испарительном канале				22,5	25,4	20,2	30-45
	в перегревательном канале				—	—	18,9	—
	Размеры	оболочки		твэла
	(диаметр × толщина), мм:
	испарительный канал				13,5×0,9	13,5×0,9	13,5×0.9	—
	перегревательный канал				—	—	10×0,3	—
	Материал оболочек твэлов:				Zr + 2,5 %	Zr + 2,5 %	Zr + 2,5 %	—
	испарительный канал				Nb	Nb	Nb
	перегревательный канал				—	—	Нерж. ст.	—

240

9.3.2. Конструкция РБМК-1000

Одной из целей при разработке реактора РБМК было улучшение топливного цикла. Решение этой проблемы связано с разработкой конструкционных материалов, слабо поглощающих нейтроны и мало отличающихся по своим механическим свойствам от нержавеющей стали. Снижение поглощения нейтронов в конструкционных материалах даёт возможность использовать более дешёвое ядерное топливо с низким обогащением урана (по первоначальному проекту – 1,8 %).

Активная зона реактора представляет собой графитовый цилиндр высотой 7 м и диаметром 11,8 м 10 (рис. 9.5), изготовленный из графитовых блоков сечением 250x250 мм, выполняющих роль замедлителя. В центре каждого блока сделано вертикальное отверстие (канал), в которое помещается парогенерирующее устройство. Совокупность парогенерирующего устройства, кладки и элементов их установки называют технологическим каналом (рис. 9.6). Он включает в себя трубу, состоящую из центральной (изготовленной из сплава циркония с ниобием (Zr + 2,5 % Nb)) части 11, расположенной в области графитовой кладки 10, и двух концевых частей 4 и 14, выполненных из нержавеющей стали. Внутри центральной части трубы подвешивается тепловыделяющая сборка (ТВС), состоящая из двух последовательно расположенных пучков (рис. 9.7). Каждый пучок состоит из 18 стержневых твэлов наружным диаметром 13,6 мм, толщиной стенки 0,9 мм и длиной 3,5 м.

В каждом топливном канале установлена кассета, составленная из двух тепловыделяющих сборок (ТВС) – нижней и верхней. В каждую сборку входят 18 стержневых твэлов.

Оболочка твэла заполнена таблетками из двуокиси урана. По первоначальному проекту обогащение по урану-235 составляло 1,8 %, но по мере накопления опыта эксплуатации РБМК оказалось целесообразным повышать обогащение.

Повышение обогащения в сочетании с применением выгорающего поглотителя в топливе позволило увеличить управляемость реактора, повысить безопасность и улучшить его экономические показатели. В настоящее время осуществляется переход на топливо с обогащением 3,0 %.

Реактор РБМК работает по одноконтурной схеме. Циркуляция теплоносителя осуществляется в контуре многократной принудительной циркуляции (КМПЦ).

241

Рис. 9.5. Поперечный разрез реакторной установки РБМК-1000: 1 – активная зона; 2 – трубопроводы водяных коммуникаций; 3 – нижняя биологическая защита; 4 – раздаточный коллектор; 5 – боковая биологическая защита; 6 – барабан-сепаратор; 7 – трубы пароводяных коммуникаций; 8 – верхняя биологическая защита; 9 - разгрузочно-загрузочная машина; 10 – съёмньй плитный настил; 11 – тракты топливных каналов; 12 – опускные каналы; 13 – напорный коллектор; 14 – всасывающий коллектор; 15 – главный циркуляционный насос (ГЦН)

В активной зоне вода, охлаждающая твэлы, частично испаряется, и образующаяся пароводяная смесь поступает в бара- баны-сепараторы. В барабанах-сепараторах происходит сепарация пара, который поступает на турбоагрегат. Остающаяся вода смешивается с питательной водой и с помощью главных циркуляционных насосов (ГЦН) подается в активную зону реактора. Отсепарированный насыщенный пар (температура ~284 °C) под давлением 70-65 кгс/см2 поступает на два турбогенератора электрической мощностью по 500 МВт.

242

Рис. 9.6. Технологический канал реактора РБМК-1000: 1 – стальная пробка биологической защиты; 2 – биологическая защита; 3,12 – верхняя и нижняя металлоконструкции реактора; 4,14 – концевые части трубы технологического канала; 5 – крепление верхней концевой части технологического канала; 6 – подвеска тепловыделяющей сборки (ТВС); 7 – запорная пробка; 8 – упругие разрезные графитовые кольца; 9 – пучки ТВС; 10 – графитовая кладка; 11 – средняя (циркониевая) часть трубы технологического канала диаметром 88 мм и толщиной 4 мм; 13 – бетонное основание; 15 – сильфонные компенсаторы;16 – сальниковое уплотнение

243

1

3637

2 3

30

3637

79

Рис. 9.7. Тепловыделяющая сборка реактора РБМК: 1 – дистанционирущая проставка; 2 – оболочка твэла; 3 – таблетки ядерного топлива

Отработанный пар конденсируется, после чего, пройдя через регенеративные подогреватели и деаэратор, подается с помощью питательных насосов (ПЭН) в контур (КМПЦ).

В 90-е годы 20 столетия для модернизированных блоков РБМК – 1000 разработана принципиально новая конструкция графитовой кладки реактора, имеющая в сечении вид восьмигранника. За счет уменьшения объема графита изменяется отношение доли топлива к доле замедлителя, что оказывает существенное влияние на паровой коэффициент реактивности. В результате, при гарантированном отрицательном паровом коэффициенте реактивности, реактор РБМК-1000 может работать с минимальным

оперативным запасом реактивности (ОЗР). Это положительная реактивность, которую ядерный реактор может иметь при полностью извлеченных стержнях ОЗР, что дополнительно увеличивает его экономическую эффективность. В будущем можно будет рассмотреть вопрос о повышении обо-

244