Основные технические характеристики энергоблоков с реакторами МКЭР

1 - реактор; 2 - топливный канал; 3 – пароводяные коммуникации (ПВК);

4 – бак системы пассивного расхолаживания (СПР); 5 - отсечной клапан с гидроприводом; 6 - паропровод; 7 - питательные трубопроводы; 8 - сепаратор пара;
9 - насос струйный; 10 - перегородка; 11 - напорный трубопровод; 12 - коллектор распределительный; 13 - перемычки; 14 - водяная коммуникация.

Реакторные установки с МКЭР-800 и МКЭР-1000 включают в себя реактор соответствующей мощности, циркуляционный контур с входящим в него оборудованием и системы, обслуживающие реакторную установку. Циркуляционный контур состоит из 8 разделенных по воде пополам перегородками барабан-сепараторов (БС) с присоединенными к ним 32 циркуляционными петлями (по четыре петли на БС). Циркуляционные петли одного БС (Рис. 1.24) объединены по воде перемычками, то есть циркуляционный контур МКЭР-1000 (МКЭР-800) состоит из 16 независимых по воде петель. Такая компоновка позволила сократить максимальные диаметры трубопроводов циркуляционного контура до 300 мм. Проведенные исследования теплогидравлических параметров РУ с МКЭР-800 и МКЭР-1000 показали, что тепловая мощность реактора до 2450 МВт может сниматься теплоносителем в режиме естественной циркуляции теплоносителя, интенсифицируемой струйными насосами (инжекторами) с 1580 шестиметровых тепловыделяющих сборок, аналогичных сборкам РБМК-1000. Увеличение мощности реактора до 3000 МВт (МКЭР-1000) потребовало от разработчиков для обеспечения приемлемого режима охлаждения активной зоны:

- увеличения количества топливных каналов до 1824 штук;

- интенсификации теплообмена в ТК за счет применения дистанционирующих решеток с интенсификаторами теплообмена, аналогичных применяемым на энергоблоках с РБМК-1500;

- дросселирования ТК, находящихся на периферии активной зоны.

Из проведенных исследований следует, что тепловую мощность реактора, равную 3000 МВт, по технико-экономическим показателям можно считать предельной, которую целесообразно снимать естественной циркуляцией теплоносителя, интенсифицируемой водо-водяными струйными насосами. Поэтому в реакторе большей мощности МКЭР-1500 активную зону предполагается охлаждать при работе энергоблока на мощности принудительной циркуляцией теплоносителя, развиваемой циркуляционными насосами.

Естественная циркуляция в МКЭР-800 и МКЭР-1000 интенсифицируется струйными водо-водяными насосами (инжекторами). Инжекторы устанавливаются на каждую опускную трубу, по которым отсепарированная циркуляционная вода отводится из сепаратора. Из инжектора вода под давлением примерно 7.06 МПа в МКЭР-800 и примерно 6.86 МПа в МКЭР-1000 поступает в раздаточный коллектор, из которого по водяным коммуникациям раздаётся по топливным каналам. Создание в инжекторе дополнительного напора, равного примерно 0.2 МПа в МКЭР-800 и примерно 0.4 МПа в МКЭР-1000, осуществляется питательной водой, которая питательными насосами подаётся в сопло инжектора.

В топливных каналах вода нагревается и частично превращается в пар. Пароводяная смесь по трубопроводам поступает в сепаратор пара, где разделяется на воду и пар. Отсепарированный пар по отводящим паропроводам, на которых установлены отсечная арматура и главные предохранительные клапаны, поступает в главные паропроводы, подающие пар на турбоагрегат энергоблока.

На трубопроводах, отводящих пар из реактора и подводящих в реактор питательную воду, устанавливаются быстродействующие отсечные задвижки (БЗОК), которые должны закрываться при авариях, вызванных разрывами трубопроводов, локализуя тем самым аварию в одной петле.

Реакторная установка, основное оборудование вспомогательных систем, влияющих на безопасность, а так же перегрузочный комплекс размещаются в контайнменте внутренним диаметром не более 55.5 м. Контайнмент выполнен из двух цилиндрических защитных оболочек: внутренней - металлической, рассчитанной на максимальное избыточное давление 0.2 МПа во время аварии, и наружной из железобетона без предварительного напряжения - рассчитанной на все экстремальные внешние воздействия, с контролируемым кольцевым зазором между оболочками.

Перегрузка топлива и изотопной продукции может осуществляться как на остановленном, так и на работающем реакторе разгрузочно-загрузочной машиной, входящей в состав перегрузочного комплекса, без снижения мощности.

Биологическая защита реактора, состоящая из отражателя, металлоконструкций с защитными материалами, бетонной стены шахты реактора, кольцевого бака с водой, стальных защитных блоков, спроектирована таким образом, что в центральном зале на работающем реакторе эквивалентная мощность дозы не превышает 8 нЗв/с (2.9 мбэр/ч), что обеспечивает возможность пребывания при необходимости персонала в центральном зале (ЦЗ).

Для сохранения целостности внутренней защитной оболочки в случае тяжелой запроектной аварии предусмотрена пассивная система сброса давления с фильтрацией (ССДФ). В случае превышения проектной величины давления в защитной оболочке РУ парогазовая смесь через разрывную мембрану поступает в ССДФ. Система обеспечивает как конденсацию пара, так и задержку твердых радионуклидов продуктов деления (цезий, барий, рутений, стронций, …) и актиноидов (плутоний, уран) в насыпном гравийном фильтре. Для очистки выброса в окружающую среду от газообразных и летучих продуктов деления предусмотрена фильтровальная станция с аэрозольным и йодным фильтрами и пассивным устройством осушения газо-воздушной смеси.

Для обоснования безопасности реакторных установок с МКЭР-800 и МКЭР-1000 исследовались переходные процессы, вызываемые отказами оборудования, проектные аварии, в том числе и вызываемые разрывами трубопроводов и запроектные аварии.

Проведенные исследования переходных процессов, проектных аварийных режимов показали, что все теплотехнические параметры, определяющие безопасность реакторной установки, изменяются в допустимых пределах.

Расчет индивидуальных доз облучения населения на различном расстоянии от АЭС (от 100 м до 3 км) показал, что в проектных авариях в наихудшем случае индивидуальные дозы облучения критической группы населения на расстоянии 100 м от АЭС (см. табл. 1.11) практически в 100 раз ниже нормативных критериев (табл. 1.12).

Таблица 1.11

Оценка индивидуальной дозы облучения критической группы населения при максимальной проектной аварии при высоте выброса 0 м

Таблица 1.12

Дозовые пределы облучения критической группы населения при проектных и запроектных авариях на границе санитарно-защитной зоны (СЗЗ) и зоны планирования защитных мероприятий (ЗПЗМ)

АЭС с РУ МКЭР-1000 (МКЭР-800) спроектирована таким образом, что радиационное воздействие на население, вызванное аварийными выбросами радиоактивных веществ в окружающую среду за пределами зоны планирования защитных мероприятий не требует эвакуации и переселения населения..

Основные технические характеристики реактора МКЭР-1500 (рис. 1.25) приведены в табл. 1.10. Реактор, циркуляционные петли, перегрузочный комплекс, а также большинство обслуживающих реактор систем, влияющих на безопасность, размещаются внутри герметичного контайнмента, рассчитанного на аварийное избыточное внутреннее давление 0.15 МПа.

Компоновочные решения по контуру циркуляции, позволившие разместить РУ внутри контайнмента:

· контур циркуляции, состоящий из 4 петель с тремя работающими насосами в каждой петле (принципиальная схема петли показана на Рис. 1.26);

· помещения ГЦН размещены под помещением РГК;

· коллекторы РГК Ду300 повернуты навстречу друг другу и их общее количество – 32 штуки;

· максимальные диаметры коллекторов и трубопроводов циркуляционных петель приняты соответственно Ду600 и Ду500;

· разводка трубопроводов системы САОР выполнена по торцам помещений РГК.

Под реактором организован бассейн-локализатор, предназначенный для сброса в него парогазовой смеси из РП при разрыве ТК и для защиты контайнмента от превышения давления. Последнее обстоятельство дает возможность применить при сооружении контайнмента обычный железобетон (без создания предварительно напряженной конструкции), что облегчает строительство, в частности организацию проходок через контайнмент, и снижает стоимость сооружения.

Внутренний диаметр контайнмента составляет ~ 56.5 м. Компоновка оборудования обеспечивает доступность внутренней оболочки контайнмента для осмотра, диагностики и ремонта. В верхней части контайнмента размещаются баки, внутри которых установлены теплообменники системы пассивного расхолаживания реактора. Запас воды в баках рассчитан на длительное охлаждение активной зоны в условиях полного обесточивания станции (в течение не менее 72 ч.).

Графитовая кладка выполнена аналогично кладке реактора 5-го энергоблока Курской АЭС, в которой необходимое уран-графитовое соотношение достигается за счет "обрезки" углов графитовых блоков кладки.

Дополнительно, на стадии проектирования, были реализованы следующие технические решения, повышающие безопасность реактора:

· топливные каналы каждой половины активной зоны реактора подключены в шахматном порядке к двум сепараторам. При авариях с разгерметизацией контура на одной петле создаются условия для охлаждения твэлов в каналах аварийной петли за счет естественной перетечки тепла к каналам других петель, не потерявшим охлаждение;

· паросбросные устройства реакторного пространства рассчитаны на расход пара, образующегося при разрыве топливных каналов одного РГК циркуляционной петли без превышения допустимого давления в реакторном пространстве.

Рис. 1.25 Поперечный разрез реакторной установки МКЭР‑1500

1 - контайнмент; 2 – бак системы пассивного расхолаживания (СПР);

3 - разгрузочно-загрузочная машина (РЗМ); 4 - барабан-сепоратор; 5 – короб системы контроля герметичности оболочек твэлов (КГО);
6 - коммуникация пароводяная; 7 - реактор; 8 - трубопровод опускной;
9 - коллектор всасывающий; 10 – раздаточный групповой коллектор (РГК); 11 - колектор напорный; 12 - комуникация водяная; 13 – главный циркуляционный насос (ГЦН); 14 - бассейн-барботер.

Рис. 1.26 Принципиальная схема петли циркуляционного контура РУ МКЭР-1500

1 – реактор; 2 – топливный канал; 3 – барабан-сепаратор; 4 – бак системы пассивного расхолаживания ( СПР); 5 – быстродействующее редукционное устройство (БРУ); 6 – главный предохранительный клапан (ГПК); 7 – паропроводы;

8 – контайнмент; 9 – трубопровод подачи питательной воды; 10 – пароводяной трубопровод; 11 – всасывающий коллектор; 12 – всасывающий трубопровод;

13 – циркуляционный насос; 14 – напорный трубопровод; 15 – напорный коллектор;
16 – раздаточный коллектор; 17 – трубопровод водяной коммуникации; 18 –запорно-регулирующий клинок; 19 – расходомер.

Важной составляющей себестоимости электроэнергии, вырабатываемой на АЭС являются выгорание топлива и расход природного урана. Проведенные нейтроно-физические расчеты показали, что при начальном обогащении 2,4 % средняя глубина выгорания выгружаемого топлива составляет 30 МВт×сут/кг, а расход природного урана – 19.4 г U(МВт×ч(э)) при отвале 0,25% 235U. Отметим, что расход природного урана в энергоблоках с МКЭР‑1500 меньше чем в существующих канальных реакторах РБМК в 1,35 раза и примерно в 1,49 раза меньше чем в реакторах ВВЭР‑1000.

В современном проекте корпусного реактора EPR-1600, принятом для сооружения в Финляндии, при обогащении 5 % и выгорании 60 МВт·сут/кг и при отвале 0.25% 235U расход природного урана составляет 20 г U(МВт×ч(э)), что на 3 % больше чем в реакторе МКЭР – 1500 с начальным обогащением топлива 2.4 %. В случае перехода МКЭР – 1500 на топливо с обогащением 3.2 % расход природного урана составит 17.8 г U(МВт×ч(э)), что на 10 % меньше чем в реакторе EPR ‑ 1600. При достижении коэффициента полезного действия (нетто) равного 34.7 % расход природного урана составит 18.6 г U(МВт×ч(э)) и 17.0 г U(МВт×ч(э)) при обогащении 2.4 % и 3.2 %, соответственно.

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.

Реактор МКЭР-1500 так же, как и реакторы РБМК-1000, позволяет при наличии необходимого оборудования без ущерба для производства электроэнергии, при сохранении высокого уровня ядерной и радиационной безопасности, осуществлять наработку различных радионуклидов технического и медицинского назначения, осуществлять процесс радиационного модифицирования различных материалов. В РУ МКЭР-1500 предусмотрено 4 облучательных установки, расположенных в зоне бокового отражателя по главным осям реактора в специальных каналах.

Кроме того, в топливных каналах и каналах СУЗ может производиться наработка следующей изотопной продукции для промышленности и медицины:

• кобальт-60 с удельной активностью 90 ÷ 100 Ки/г;

• углерод-14 с удельной активностью > 3 Ки/г;

• сера-35;

• кальций-45;

• цинк-65;

• селен-75;

• иридий-192 и ряд других изотопов.

Оценочные экономические расчеты показывают, что только радиационное легирование кремния в каналах для модифицирования материалов снижает себестоимость электроэнергии, примерно на 20 %.

Анализ нарушений нормальных условий эксплуатации и аварийных режимов МКЭР-1500 показывает, что санитарно-защитная зона АЭС может быть ограничена размерами промплощадки станции, а граница зоны планирования защитных мероприятий может быть не более 3000 м. Вероятность тяжелого повреждения активной зоны МКЭР-1500 равна ~ 10^-6 1/реакт.ּгод, а вероятность крупного выброса активности во внешнюю среду ~ 10^-7 1/реакт.ּгод.

• ⇐ Назад
• 1
• 2
• 3
• 4
• 5
• 678
• 9
• Далее ⇒