Реакторы атомных станций. Проектирование и эксплуатация

Атомная энергетика
Ядерные реакторы
Тепловые контуры атомных станций
Реактор ВВЭР
Кипящие реакторы
Реактор РБМК
Реакторная установка МКЭР -1500
Реакторы на естественном уране
Газоохлаждаемые реакторы
Реакторы HTGR
Атомные электростанции с натриевым
теплоносителем
АЭС с реактором БН-350

БРЕСТ: быстрый реактор брест со
свинцовым теплоносителем

Основы ядерной физики
Строение атомного ядра
ЭНЕРГИЯ СВЯЗИ АТОМНЫХ ЯДЕР
И ДЕФЕКТ МАСС
Ядерная реакция
Закон радиоактивного распада
Цепная ядерная реакция
Термоядерный синтез
Реакторы на быстрых нейтрона
Элементарная частица
Позитрон. Аннигиляция
Использование атомной энергетики
для решения проблем дефицита пресной воды
Ядерное опреснение
Варианты  плавучего энергоблока и
опреснительных установок
Схема процесса многостадийной
флеш-дистилляции для опреснения воды
Принципиальная гидравлическая схема
энергоопреснительного комплекса
Опыт использования опреснительных установок
в России и регионах мира
Проектирование и строительство
атомных энергоблоков
Работы по подготовке технологических решений
объектов атомной энергетики
Состав разделов проектной документации
Разделы проектной документации
Состав проектной документации
Особенности проектирования и конструкций
Проектирование линейных объектов
Техническое обследование зданий
Экспертиза проектной документации
Особенности компоновки АЭС на примере
проектных решений АЭС с ВВЭР-1200
Основным режимом работы АЭС является
работа в базовом режиме на 100 % мощности
Корпус реактора
Привод системы управления и защиты
Компоновка реакторного контура
Паровая турбина
Генеральный план
Здания и сооружения ядерного острова
Концепция безопасности
Радиационная и ядерная безопасность
производства
Социально-экономический аспект
обеспечения безопасности
Радиационная безопасность человека
Государственное нормирование в области
обеспечения радиационной безопасности
Обеспечение защиты населения

Реактор РБМК

Для одноконтурных АЭС в России основным серийным реактором является канальный реактор типа РБМК. Он также относится к классу кипящих реакторов.

Габаритные размеры реакторов РБМК значительно больше, чем реактора ВВЭР, хотя их мощности одинаковы. Поэтому единого защитного колпака для всего реактора РБМК не делают, ограничиваясь несколькими отдельными герметичными блоками.

Особенностями реакторов РБМК являются канальная конструкция и графит в качестве замедлителя. По графитовой кладке вокруг каналов с тепловыделяющими сборками (ТВС) циркулирует азотно-гелиевая смесь для предотвращения перегрева графита. Канальный вариант не ставит ограничений по развитию мощности реактора и позволяет без останова, в процессе эксплуатации, вести ежесуточную замену двух-пяти ТВС, что является его большим преимуществом. Одноконтурная АЭС позволяет иметь в реакторе давления, близкие к давлению перед турбиной (7 МПа), т.е. существенно меньше, чем для двухконтурной АЭС. Однако недостатком РБМК является значительная разветвленность системы труб. Так, существует большое число распределительных групповых коллекторов (РГК), из которых выходят 836 нижних водяных коммуникаций (НВК). Образовавшаяся в активной зоне пароводяная смесь отводится пароводяными коммуникациями (ПВК), количество которых тоже 836, к барабанам-сепараторам. Осушенный в них пар направляется к турбине, а вода по опускной системе идет к ГЦН. Их установлено по 4 на каждой стороне реактора – 8 работающих и 1 резервный. Барабан-сепараторов всего 4 – по два на каждой стороне реактора.

Сам реактор РБМК располагается в бетонной шахте со значительными размерами – 21,6×21,6 м2 при высоте 25,5 м. Отличительными особенностями РБМК являются также большой объем кипящей воды и значительная аккумуляция теплоты в графите, что затруднило ликвидацию аварии на четвертом блоке Чернобыльской АЭС.

Основной конструкционный материал реакторного контура РБМК – аустенитная нержавеющая сталь. Конденсат на атомной электростанции с РБМК не борирован. Использовать борное регулирование на одноконтурной АЭС невозможно, так как бор легко выносится с паром и может вызвать коррозию проточной части турбины. Кроме того, расход бора был бы очень большим, так как он выводился бы на конденсатороочистке.

Малая степень обогащения первоначальной загрузки по 235U считается преимуществом РБМК, так как для ВВЭР выгружаемое топливо содержит делящихся изотопов столько же, сколько содержит топливо подпитки для РБМК. После Чернобыльской аварии, было признано необходимым увеличить обогащение по 235U для РБМК – в первоначальной загрузке до 2%, а в топливе подпитки – до 2,4%.

Большое число технологических каналов (1693) – это не только достоинство РБМК-1000, но и его недостаток – на выходе в каждый канал устанавливается регулировочная и запорная арматура, а вся система контура многократной принудительной циркуляции (КМПЦ) получается очень разветвленной с большим недренируемым участком.

КПД АЭС с РБМК меньше, чем КПД ВВЭР-1000. Это обусловлено тем, что для двухконтурных АЭС с ВВЭР-1000 устанавливаются регенеративные подогреватели высокого давления (ПВД), а для одноконтурных АЭС с РБМК-1000 ПВД не устанавливается для повышения надежности работы КМПЦ (предотвращения кавитации при входе в ГЦН).

Что касается предотвращения возможности выхода радиоактивности за пределы АЭС, то и в этом отношении ВВЭР имеют определенные преимущества. На ВВЭР имеется три «барьера», предотвращающих выход радиоактивности. Первый – оболочки твэл, изготовляемые из коррозионно-стойких циркониевых сплавов; второй – замкнутый реакторный контур; третий – общая защитная оболочка реакторного цеха. У РБМК имеется только один «барьера» из вышеперечисленных.

Некоторые технические параметры РБМК-1000 и ВВЭР-1000 приведены в табл.17.

Таблица 4

Технические характеристики реакторов ВВЭР-1000 и РБМК-1000

Характеристика

Значение характеристики

ВВЭР-1000

РБМК-1000

Обогащение первоначально загружаемого топлива по 235U, кг/т

33

18

Обогащение топлива подпитки 235U, кг/т

44

20

Первоначальная загрузка, т

66

190

В том числе по 235U, т

2,18

3,4

Эквивалентный диаметр активной зоны, м

3,2

11,8

Высота активной зоны, м

3,5

7,0

Возможность перегрузки на ходу

нет

есть

Наличие борного регулирования

есть

нет

Энергоблоки с реакторами РБМК электрической мощностью 1000 МВт (РБМК-1000) находятся в эксплуатации на Ленинградской, Курской, Смоленской АЭС. Они зарекомендовали себя как надежные и безопасные установки с высокими технико-экономическими показателями. Если их специально не взрывать.

Можно увеличить мощность этих реакторов в 1,5 раза. Реакторы РБМК-1500 работали на Игналинской АЭС. Увеличение мощности в 1,5 раза при относительно небольших изменениях конструкции с сохранением размеров реактора является примером технического решения, дающего большой эффект.

ТВС в РБМК состоят из двух частей—нижней и верхней, каждая из которых содержит 18 твэлов стержневого типа из таблеток спеченной двуокиси урана, заключенных в оболочку из циркониевого сплава. Высота активной части топлива в твэле 3,5 м, общая высота активной зоны в РБМК 7,0 м. Диаметр твэла 13,5 мм. Расположение твэлов в ТВС с требуемым шагом (минимальный зазор между твэлами 1,7 мм) обеспечивается с помощью дистанционирующих решеток, состоящих из 19 ячеек, из которых 18 служат для дистанционирования твэлов, а центральная ячейка - для крепления решетки к каркасной трубке ТВС. Ячейки сварены между собой точечной сваркой в единую конструкцию.

Помимо топливных каналов в активной зоне РБМК имеется 179 каналов СУЗ. Стержни СУЗ предназначены для регулирования радиального поля энерговыделения (PC), автоматического регулирования мощности (АР), быстрой остановки реактора (A3) и регулирования высотного поля энерговыделения (УСП), причем стержни УСП длиной 3050 мм выводятся из активной зоны вниз, а все остальные длиной 5120 мм, вверх.

Обогащение по урану 235 сомтавляет 1,8-2,4 %

Характеристики РБМК

Характеристика

РБМК-1000

РБМК-1500

РБМКП-2000

(проект)

МКЭР-1500

(проект)

Тепловая мощность реактора, МВт

3200

4800

5400

4250

Электрическая мощность блока, МВт

1000

1500

2000

1500

К. п. д. блока, %

31,3

31,3

37,0

35,2

Давление пара перед турбиной, атм

65

65

65

65?

Температура пара перед турбиной, °С

280

280

450

Размеры активной зоны, м:

    высота

7

7

6

7

    диаметр (ширина×длина)

11,8

11,8

7,75×24

14

Загрузка урана, т

192

189

220

Обогащение, % 5U

    испарительный канал

2,6-2,8

2,6-2,8

1,8

2-3,2

    перегревательный канал

2,2

Число каналов:

    испарительных

1693

1661

1744

1824

    перегревательных

872

Среднее выгорание, МВт·сут/кг:

    в испарительном канале

25,5

25?

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:

    испарительный канал

Zr + 2,5 % Nb

Zr + 2,5 % Nb

Zr + 2,5 % Nb

-

    перегревательный канал

Нерж. сталь

Развитие ядерной индустрии в СССР