Основы атомной энергетики Реакторная установка Паротурбинная установка АЭС Конденсационная установка Генеральный план АЭС Компоновка оборудования АЭС Трубопроводы атомной электростанции Тепловые схемы АЭС


 

РЕАКТОРНАЯ УСТАНОВКА
С ВОДНЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ

7.1. Тенденции развития реакторной установки с водным теплоносителем

К настоящему времени в отечественной энергетике применяют реакторы с водным теплоносителем двух типов — корпусные (ВВЭР) и канальные (РБМК), как об этом говорилось в гл. 2.

Как и для любой отрасли энергетики, общая тенденция развития основного оборудования АЭС — укрупнение. Значительное концентрирование мощности в одном агрегате позволяет создавать АЭС большой суммарной мощности. Укрупнение оборудования сокращает затраты труда и материалов при его изготовлении и монтаже, обеспечивая тем самым запланированный темп роста электроэнергетики.

Для АЭС раньше, чем в обычной теплоэнергетике, началось и продолжается использование большой единичной мощности основных агрегатов, причем реактор типа РБМК даже начал свою жизнь с единичной мощности 1000 МВт, до сих пор еще не применяемой для паропроизводящих агрегатов обычной теплоэнергетики.

Развитие отечественных энергетических реакторов показано в табл. 7.1 для ВВЭР, а в табл. 7.2 дано сопоставление для единичной электрической мощности 1000 МВт, применительно к обоим типам реакторов.

Таблица 7.1. Развитие реакторов типа ВВЭР

Основные характеристикиВВЭР-210*ВВЭР-365*ВВЭР-440ВВЭР-1000
Электрическая мощность, МВт2103654401000
Давление в корпусе реактора, МПа10,010,512,516,0
Температура воды на входе в реактор, ℃252252268289

Продолжение табл. 7.1

Таблица 7.2 Сопоставление важнейших показателей АЭС с реакторами типа
ВВЭР и РБМК для единичной электрической мощности 1000 МВт

Продолжение табл. 7.2

Из табл. 7.1 видно, что рост единичной мощности реакторов ВВЭР, используемых в составе двухконтурной АЭС, достигается за счет не только большего диаметра корпуса реактора, то есть большего диаметра активной зоны, но и повышения среднего значения плотности теплового потока. Это достигается увеличением скорости воды в активной зоне. Важным также является укрупнение парогенераторов и ГЦН, в результате которого число реакторных петель контура уменьшилось до четырех.

Корпус реактора, находящийся под воздействием нейтронного излучения, требует наибольшего внимания. На первых реакторах типа ВВЭР отсутствовала возможность периодического контроля металла корпуса; в современных конструкциях такая возможность предусмотрена: между сухой защитой и корпусом реактора (рис. 7.1) имеется свободное пространство с шириной сечения 720 мм. На этом рисунке видна сухая защита, заменившая применявшийся ранее для этой цели кольцевой водяной бак. Для сухой защиты использован серпентинитовый бетон, хорошо связывающий и удерживающий воду (и, следовательно, водород) и снижающий поток нейтронов за пределами шахты реактора. От возможного повышения температуры его предусмотрено воздушное охлаждение 5. Кроме того, учитывая различие в коэффициентах расширения, на границе между обычным и серпснтинитовым бетоном создается тепловой барьер за счет системы воздухоохлаждаемых труб 3.

Осуществляются также различные методы неразрушающего контроля. Реакторы типа ВВЭР на отечественных АЭС ранее сооружались мощностью 440 МВт (ВВЭР-440). В последние годы основным блоком стал ВВЭР-1000 (рис. 7.2).

Рис. 7.1. Сухая защита корпуса реактора, выполненная с доступом для осмотра корпуса реактора:
Рис. 7.1. Сухая защита корпуса реактора, выполненная с доступом для осмотра корпуса реактора:

1 — обычный бетон; 2 — несущая часть опоры реакторного корпуса; 3 — подача воздуха (тепловой барьер между обычным и серпентинитовым бетоном); 4 — труба для передвижения противовеса приводов ионизационной камеры; 5 — кольцевое сечение для прохода воздуха, охлаждающего серпентинитовый бетон; 6 — труба для опускания привода ионизационной камеры; 7 — опора реакторного корпуса

Рис. 7.2. Реактор ВВЭР-1000:
Рис. 7.2. Реактор ВВЭР-1000:

1 — активная зона; 2, 3 — вход и выход теплоносителя; 4 — верхний блок с приводами СУЗ; 5 — корпус с внутрикорпусными устройствами

Диаметр корпуса этого реактора принят максимальным по условиям железнодорожных габаритов — 4,5 м. Это ограничивает рост единичной мощности реакторов типа ВВЭР, который возможен только при дальнейшем увеличении диаметра корпуса. Это видно, например, из рис. 7.3 для реакторов США (предельная осуществленная мощность составляет 1300 МВт).

Рис. 7.3. Размеры корпусов реакторов США с теплоносителем — вода под давлением (PWR) для мощности, МВт:
Рис. 7.3. Размеры корпусов реакторов США с теплоносителем — вода под давлением (PWR) для мощности, МВт:
а — 66; б — 495; в — 1500

Для реактора типа ВВЭР обязательно использование борного регулирования. Жидкий поглотитель уменьшает неравномерность энерговыделения в активной зоне. При этом медленные эффекты компенсируются за счет равномерно распределенного в воде бора (в виде борной кислоты), а быстрые — системой управления и защиты реактора (СУЗ).

В реакторах типа ВВЭР для выгрузки отработавших и загрузки свежих твэлов необходим останов реактора и снятие верхнего блока и крышки реактора. Ежегодно заменяется 1/3 полной топливной загрузки. Выгружаются твэлы из центра, а на их место переставляются твэлы с периферии, с установкой на их место свежих твэлов. Общая длительность операций по перегрузке занимает 3 — 4 суток; она обычно совмещается с планово-предупредительным ремонтом (ППР), продолжительность которого примерно 20 — 40 суток.

Реакторы одноконтурной АЭС могут быть как корпусного типа, так и канального. В корпусном варианте замедлитель и теплоноситель не разделены, поэтому доля парообразования влияет не только на свойства теплоносителя, но и на свойства замедлителя, что ограничивает допустимую кратность циркуляции. В канальном варианте замедлитель и теплоноситель разделены, поэтому доля парообразования влияет только на свойства теплоносителя и ограничивается только надежностью теплообмена, но не физикой реактора, как в корпусном варианте. Применение кипящего реактора корпусного типа ограничивает единичную мощность реактора, если диаметр корпуса выбран в соответствии с железнодорожными габаритами. Необходимость осушки пара в надводном пространстве реактора приводит к существенно большей высоте корпуса кипящего реактора (BWR) в сравнении с реакторами типа ВВЭР (BWR), что видно на рис. 7.4 в сравнении с рис. 7.3. В противоположность этому канальный вариант реактора

не имеет ограничений по развитию единичной мощности, хотя и не исключает применения сосудов большого диаметра — барабанов-сепараторов, объединяющих параллельные каналы как по распределению воды, так и по выдаче пароводяной смеси для ее осушки. Эти корпусы имеют диаметры, отвечающие железнодорожным габаритам; они легкодоступны для осмотра, а главное — не находятся под воздействием нейтронного излучения. Поэтому канальный реактор — РБМК был основным типом реактора в СССР для одноконтурной АЭС. Отсутствие корпусов высокого давления, находящихся под воздействием нейтронного излучения, является большим преимуществом реакторов типа РБМК не только в сравнении с реакторами типа ВВЭР, но и в сравнении с зарубежными корпусными реакторами одноконтурной АЭС (рис. 7.4), за исключением канадских реакторов с тяжеловодными замедлителем. Первоначально АЭС Канады были двухконтурными, и тяжелая вода использовалась не только как замедлитель, но

Рис. 7.4. Размеры корпусов реакторов США с кипящей водой (BWR) для мощности, МВт:
Рис. 7.4. Размеры корпусов реакторов США с кипящей водой (BWR) для мощности, МВт:

a — 75; б — 515-640; в — 1500

и как теплоноситель. Высокая стоимость тяжелой воды (особенно сказывающаяся с ростом единичной мощности реактора, так как увеличивается ее расход на заполнение системы первого контура) вызвала переход к одноконтурному исполнению канадских реакторов с использованием в качестве теплоносителя обычной кипящей воды и сохранением тяжелой воды только в качестве замедлителя.

Реактор РБМК имеет возможность практически неограниченного роста единичной мощности за счет увеличения числа параллельных каналов. Но канальное выполнение реактора РБМК усложняет систему главного циркуляционного контура. Так, для РБМК система реакторного контура, чаще называемая контуром многократной принудительной циркуляции (КМПЦ), существенно сложнее (рис. 7.5). На рисунке изображена правая половина реакторной установки, состоящая из одного из двух ее барабанов-сепараторов с внутренним диаметром 2300 мм и длиной 30 м (рис. 7.6). Питательная вода (рис. 7.5) подается по двум линиям диаметром 400 мм в

коллекторы барабанов-сепараторов 1. Далее она по 24 опускным трубам диаметром 300 мм поступает во всасывающий коллектор 2 диаметром 900 мм и из него по четырем линиям диаметром 750 мм подается к четырем ГЦН, 3, откуда идет в напорный коллектор ГЦН 4 и из него в 22 раздаточных групповых

Рис. 7.5. Контур многократной принудительной циркуляции РБМК-1000:
Рис. 7.5. Контур многократной принудительной циркуляции РБМК-1000:

1 — барабаны-сепараторы; 2 — всасывающий коллектор ГЦН; 3 — ГЦН; 4 — напорный коллектор ГЦН; 5 — РГК

коллектора (РГК) диаметром 300 мм (5). Из них но 836 трубам диаметром 50 мм, называемыми нижними водяными коммуникациями (НВК), питательная вода направляется в реактор. В связи с парообразованием в реакторе объемы теплоносителя существенно возрастают; поэтому от диаметра 50 мм каждый канал переходит к диаметру 70 мм. По этим трубам, называемым пароводяными коммуникациями (ПВК), пароводяная смесь поступает в барабаны-сепараторы. Осушенный пар отводится к турбинам, а реакторная вода, смешавшись с питательной, снова поступает в КМПЦ. Кратность циркуляции k = 6÷7, то есть среднее массовое паросодержание на входе в барабан-сепаратор — 1/k — составляет примерно 14 %. Большим и главным преимуществом реакторов РБМК является возможность перегрузки "на ходу" — ежесуточно происходит выгрузка трех-четырех тепловыделяющих сборок и вместо них устанавливаются свежие. Однако этот

реактор имеет и серьезные недостатки. Трассировка труб производится со значительными недренируемыми участками, что задерживает в реакторе, несмотря на весьма значительную продувку (4%), большие количества железооксидов, осаждающихся в контуре и усложняющих промывку контура реактора. Характерно, что именно на реакторе типа РБМК произошла общеизвестная катастрофическая авария на Чернобыльской АЭС. Конструкторы реактора не признают за ним принципиальных недостатков, объясняя, что причиной аварии был не сам реактор, а грубейшие нарушения технологического регламента. Действительно, такие нарушения были, но значительная авария произошла из-за крупных конструктивных недостатков реактора. Впрочем, в неявной форме это признают и сами конструкторы. Так, после аварии были изменены (в сторону увеличения) обогащение первичной и подпиточной загрузок; была частично изменена конструкция стержней СУЗ и, главное, уже в 1990 году была начата на Ленинградской АЭС, то есть только после 17 лет эксплуатации, реконструкция всех реакторов этой АЭС, с проведением такой же реконструкции РБМК на всех остальных АЭС. Известна также невозможность сооружения единого защитного колпака для таких реакторов. Выключить эти реакторы из работы нет возможности, так как только в России их установлено на 11 млн кВт /на трех АЭС/ и заменить эти мощности обычной энергетикой в современных условиях невозможно.

Рис. 7.6. Барабан-сепаратор РБМК
Рис. 7.6. Барабан-сепаратор РБМК

1 — дырчатый пароприемный щит; 2 — дырчатый погруженный щит; 3 — слив отсепариро-ванной воды; 4 — заградительный щиток; 5 — направляющий короб; 6 — вход пароводяной смеси; 7 — коллектор питательной воды; 8 — раздающие патрубки питательной воды; 9 — защитный кожух; 10 — опускные патрубки; 11 — смесители

7.2. Требования к повышению надежности и безопасности атомной электростанции
7.3. Главный циркуляционный насос
7.4. Система компенсации давления в контуре ВВЭР
7.5. Система обеспечения безопасности
7.6. Система байпасной очистки реакторной воды
7.7. Вспомогательные системы реакторной установки
7.8. О перспективах развития реакторов с водным теплоносителем для двухконтурной АЭС

 


Атомные электростанции с натриевым теплоносителем