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

гащения топлива для РБМК, что позволит улучшить его экономические показатели, сохраняя высокий уровень безопасности. Модернизированный блок РБМК – 1000 формально относится к 3-му поколению РБМК, но по глубине произведенных изменений правильнее было бы отнести его к поколению «3+».

9.3.3.Развитие реакторов типа РБМК

Всилу 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 РУ 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. 9.8) 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 тех- нико-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, теплоноситель – вода.

245

Генерируемый в активной зоне пар отделяется от воды в ба- рабанах-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. 9.8. 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 – бассейнбарботер

246

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 реакторная установка МКЭР имеют весьма низкий расход природного урана (у МКЭР-1500 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. 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.

Технические характеристики энергоблока с РУ МКЭР-1500 приведены в табл. 9.3.

247

Таблица. 9.3. Технические характеристики энергоблока с

РУ МКЭР-1500

Параметр	Значение
Тепловая мощность, МВт	4 250
Электрическая мощность брутто, МВт	1 500
Коэффициент полезного действия, %	35,2
Срок службы, лет	50
Количество ТК	1 661
Максимальная мощность ТК, кВт	3 750
Высота активной зоны, м	7,0
Обогащение топлива по 235U, %	2,4
Среднее выгорание выгружаемого топлива, МВт сут/кг	30,0
Расход природного урана, г/МВт∙ч (э)	16,7
Давление пара в сепараторах, МПа	7,35
Расход теплоносителя через реактор, т/ч	30 804
Расход питательной воды, т/ч	8 600
Температура питательной воды, °С	229
Среднее массовое паросодержание по реактору, %	27,8

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.

248

9.4. Водо-водяные энергетические реакторы типа ВВЭР-1000

9.4.1. 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 – 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-

249

ления стал разработанный для атомной энергетики Финляндии проект энергоблока АЭС Ловииса с модернизированным реактором ВВЭР-440. В 1977 и 1980 гг. на этой станции было запущено два энергоблока, при создании которых использовались многие технические решения, реализованные в дальнейшем при строительстве АЭС с реакторами ВВЭР-1000.

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 энергонапряженности 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, так как отпала необходимость в сложном дополнительном оборудовании (генераторах собственных нужд, не зависимых от внешней энергосистемы).

250

Основные характеристики корпуса ВВЭР приведены в табл. 9.4.

Таблица 9.4. Основные характеристики корпуса ВВЭР

		Рабочее	Внутрен-	Высо-	Макси-	Толщина	Масса
	Тип	давле-	ний диа-		мальный	цилиндри-	корпу-
				та,
	реактора	ние,	метр,		диаметр,	ческой ча-	са,
				мм
		МПа	мм		мм	сти, мм	т
	ВВЭР-210	10	3600	11 100	4400	100	185,4
	ВВЭР-365	10.5	3560	12 000	4400	120	209,2
	ВВЭР-440	12.5	3560	11 800	4270	140	200,8
	ВВЭР-1000	16	4155	10 880	4535	190	304,0

9.4.2. 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.

251

Вода первого контура после передачи тепла в парогенераторах второму контуру поступает в реактор через нижний ряд напорных патрубков. Сплошная кольцевая перегородка между рядами нижних и верхних патрубков отделяет корпус реактора от внутрикорпусной шахты и формирует движение потока теплоносителя вниз. Таким образом, вода проходит вниз по кольцевому зазору между ними, затем через перфорированное эллиптическое днище и опорные трубы шахты входит в активную зону, то есть в тепловыделяющие сборки, где происходит нагрев. Из ТВС через перфорированную нижнюю плиту блока защитных труб (БЗТ) теплоноситель выходит в их межтрубное пространство, затем попадает в зазор между шахтой и корпусом уже выше кольцевой перегородки и через выходные патрубки выходит из реактора.

Корпус через опорное кольцо, с которым его связывает шпоночное соединение, опирается на опорную ферму. Также усилия от корпуса воспринимаются упорной фермой через шпоночное соединение.

Внутрикорпусной фланец шахты опирается на фланец корпуса, шахта удерживается от смещений и центруется шпонками в верхней и нижней частях, а в центральной части – разделительным кольцом между входными и выходными патрубками. В эллиптическом днище шахты закреплены опоры, установленные под каждой ТВС и имеющие отверстия для прохода в них теплоносителя. На уровне активной зоны и вокруг неё в шахте расположена выгородка, являющаяся вытеснителем и защитным экраном. В активной зоне содержится 163 ТВС с шагом 236 мм (151 с шагом 241 мм для проекта В-187), каждая из них установлена своим хвостовиком на опору днища шахты. Головки ТВС имеют пружинные блоки, которые поджимаются БЗТ при установке крышки реактора. Нижняя плита БЗТ фиксирует головки ТВС и обеспечивает совмещение направляющих каналов для управляющих стержней в ТВС с каналами в защитных трубах БЗТ, в которых перемещаются штанги приводов СУЗ.

Достоинства реакторов типа ВВЭР:

1.Технология изготовления таких реакторов хорошо изучена

иотработана.

2.Вода, обладая хорошими теплопередающими свойствами, относительно просто и с малыми затратами мощности перекачивается насосами. (При одинаковых условиях коэффициент

252

теплопередачи для тяжёлой воды на 10 % больше по сравнению

скоэффициентом теплопередачи для лёгкой воды.)

3.Использование воды в качестве теплоносителя позволяет осуществить непосредственную генерацию пара в реакторе (кипящие реакторы). Лёгкая вода используется также для организации пароводяного цикла во вторичном контуре.

4.Невоспламеняемость и невозможность затвердевания воды упрощает проблему эксплуатации реактора и вспомогательного оборудования.

5.Обычная химически обессоленная вода дешева.

6.Использование воды обеспечивает безопасность эксплуатации реактора.

7.В реакторах с водяным теплоносителем-замедлителем при соответствующей конструкции активной зоны можно достичь отрицательного температурного коэффициента реактивности, что предохраняет реактор от произвольного разгона мощности.

8.Позволяет создавать блоки мощностью до 1600 МВт.

9.4.3. Водо-водяные реакторы ВВЭР-1000

Реактор ВВЭР-1000 (рис. 9.9) является реактором корпусного типа с водой под давлением, которая выполняет функцию теплоносителя и замедлителя. Корпус реактора представляет собой вертикальный цилиндрический сосуд высокого давления с крышкой, имеющей разъем с уплотнением и патрубки для входа и выхода теплоносителя. Внутри корпуса закрепляется шахта, являющаяся опорой для активной зоны и части внутрикорпусных устройств и служащая для организации внутренних потоков теплоносителя.

Активная зона реакторов собрана из шестигранных тепловыделяющих сборок (ТВС), содержащих тепловыделяющие элементы (твэлы) стержневого типа с сердечником из диоксида урана в виде таблеток. В тепловыделяющих сборках твэлы размещены по треугольной решетке и заключены в чехол из циркониевого сплава. В свою очередь, ТВС также собраны в треугольную решетку с шагом 241 мм. Сверху на активную зону устанавливается блок зашитых труб, дистанционирующий кассеты в плане и предотвращающий всплытие и вибрацию.

На фланец корпуса устанавливается верхний блок с приводами СУЗ, обеспечивающий уплотнение главного разъема. Регулирование реактора осуществляется перемещаемыми регулирующими органами и, как правило, жидким поглотителем.

253

Рис. 9.9. Реактор ВВЭР1000: 1 – верхний блок; 2 – привод СУЗ (системы управления и защиты); 3 – шпилька; 4 – труба для загрузки образцов-свидетелей; 5 – уплотнение; 6 – кор-

пус реактора; 7 – блок защитных труб; 8 – шахта; 9 – выгородка активной зоны; 10 – топливные сборки; 11 – теплоизоляция реактора; 12 – крышка реактора;13 – регулирующие стержни; 14 – топливные стержни; 15 – фиксирующие шпонки

Теплоноситель поступает в реактор через входные патрубки корпуса, проходит вниз по кольцевому зазору между шахтой и корпусом, затем через отверстия в опорной конструкции шахты поднимается по тепловыделяющим сборкам.

Нагретый теплоноситель выходит из головок ТВС в межтрубное пространство блока защитных труб и через перфорированную обечайку блока и шахты отводится выходными патрубками из реактора. В качестве ядерного топлива использует-

254