Реакторная установка МКЭР01500 (Проект)

Особенности МКЭР-1500 – защитная гермооболочка, КПД – 35,2 %, срок службы 50 лет, обогащение 2,4 %, расход природного ура- на – 16,7 г/МВт·ч (э) (самый низкий в мире), позволяет производить изотоп кобальт-60, используемый в медицине на 5 млн i в год.

Реактор МКЭР-1500 (рис. 27) 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 технико-экономических показателей являются:

Рис. 27. Реакторная установка МКЭР-1500: 1 – контеймент; 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 – бассейн-барботер

увеличение электрической мощности энергоблока до 1500 МВт;
увеличение эффективности энергоблока (КПД ~35,2 %) при высоком коэффициенте использования установленной мощности (~93 %);
уменьшение стоимости топливного цикла за счет более высокого среднего выгорания топлива при более экономном расходе при- родного урана;
увеличение срока эксплуатации энергоблока;
обеспечение эффективного управления авариями.

На сегодняшний день существует техническая основа проекта, со- держащая:

проверенную инженерно-техническая практику проектирования;
отработанную технологию и производственные мощности по изготовлению всех элементов активной зоны и практически всего оборудования РУ (около 90 % оборудования РУ МКЭР-1500 уже освоено производством и не нуждается в дополнительном обосновании их надежности);
отработанную технологию строительно-монтажных и пуско-нала- дочных работ;
освоенную промышленностью технологию изготовления защитных оболочек из обычного железобетона диаметром 55...58 м;
выполненный НИОКР для обоснования технических решений реакторных установок РБМК-1000 и РБМК-1500;
апробированные и аттестованные средства анализа нейтронно- физических и теплогидравлических процессов, а также напряжен- но-деформированного состояния элементов конструкций;
методологию и средства оценки и проверки безопасности;
аттестованные научно-технические и эксплуатационные кадры. Основные параметры энергоблока МКЭР-1500 приведены в табл. 14. Реакторная установка МКЭР-1500 работает по одноконтурной схеме. В качестве замедлителя используется графит, теплоноситель – вода. Генерируемый в активной зоне пар отделяется от воды в барабанах-сепараторах и поступает в турбину. Применение более экономичного турбинного цикла позволило увеличить КПД установки до 35,2 %. Таким образом, при электрической мощности 1500 МВт тепловая мощность реактора составляет 4250 МВт. Отметим, что эксплуатируемые в настоящее время два блока Игналинской АЭС с РУ РБМК-1500 работают при практически такой же тепловой мощности.

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 раздаточногрупповые 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 петеле предполагается использовать по три ГЦН новой конструкции. Прототипом ГЦН служат насосы ЦВН-12, разработанные и испытанные в 1986 г. для атомной энергетической установки РБМ-КП 2400. Основным достоинством этих насосов является двухскоростной режим работы, что позволяет отказаться от дополнительной регулирующей арматуры.

Таблица 14

Технические характеристики энергоблока с РУ МКЭР-1500

Параметр	Значение
Тепловая мощность, МВт	4250
Электрическая мощность, брутто, МВт	1500
Коэффициент полезного действия, %	35,2
Срок службы, лет	50
Количество ТК	1661
Максимальная мощность ТК, кВт	3750
Высота активной зоны, м	7,0
Обогащение UO2 – 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	30804
Расход питательной воды, т/ч	8600
Температура питательной воды, °С	229
Среднее массовое паросодержание по реактору, %	27,8

Перегрузка топлива в реакторе МКЭР может осуществляться как на остановленном, так и на работающем реакторе. Это преимущество канальных реакторов позволяет добиться высокого коэффициента ис- пользования установленной мощности, более глубокого и равномерно- го выгорания топлива.

Важной составляющей себестоимости энергии 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 – 16,7 гU/МВт.ч (э). Отметим, что расход природного урана в энергоблоках с МКЭР-1500 меньше чем в существующих канальных реакторах РБМК в 1,5 раза и при- мерно в 1,65 раза меньше чем в реакторах ВВЭР-1000.

В перспективном корпусном реакторе APWR (совместный проект усовершенствованного PWR мощностью 1350 МВтэл компаний Ве-

стингауз и Мицубиси Хэви Индастри) расход природного урана – 17,8 гU/МВт.ч (э), что на 6,6 % больше, чем в реакторе МКЭР-1500.

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 радио- нуклидов технического и медицинского назначения, осуществлять процесс радиационного легирования различных материалов.

Наиболее широко в современных радиационных технологиях (ме- дицина, промышленность, охрана экологии) применяется радиоактив- ный изотоп 60Со, являющийся источником гамма-излучения. Опыт на- работки 60Со в реакторах РБМК-1000 Ленинградской АЭС и проведен- ные расчеты показали возможность накопления приемлемых для прак- тических целей значений удельной активности.

Учитывая, что на мировом рынке цена кобальта с удельной активностью 100 Ки/г составляет 1 US $/Ки, стоимость годового производства кобальта в реакторе МКЭР-1500 может составить около 6 млн US $. Это существенно превышает увеличение затрат на топливо, связанное с производством кобальта. По приближенной оценке доля дополнительных затрат на топливо составляет около 20 % от стоимости наработанного кобальта.

Улучшение эффективности управления авариями основывается на ряде технических решений, позволяющих создать глубоко эшелониро- ванную защиту реактора. К наиболее важным особенностям такой за- щиты относятся:

увеличение (по сравнению с РБМК) числа барьеров на пути распространения ионизирующих излучений и радиоактивных веществ в окружающую среду (топливная матрица; оболочки тепло- выделяющих элементов; границы контура циркуляции; двухслойная защитная оболочка (контейнмент));
отрицательный паровой и мощностной коэффициенты реактивности, что обеспечивает перевод реактора в подкритичное состояние при снижении расхода через реактор или при ошибочном рос- те мощности;
отрицательный эффект обезвоживания активной зоны, который при потере теплоносителя, даже в случае отказа аварийной защиты, на начальной стадии процесса обеспечивает снижение мощности реактора;
отсутствие внутренних причин, которые могли бы привести к вы- делению общей реактивности больше доли запаздывающих ней- тронов;
малый запас реактивности на выгорание за счет использования перегрузки топлива на ходу, что приводит к сравнительно низкому весу стержней, обеспечивающих оперативный запас реактивности на регулирование;
отрицательный эффект обезвоживания контура охлаждения СУЗ при введенных в зону исполнительных органов одной из двух си- стем останова реактора, что обеспечивает подкритичность реактора при полной потере функции охлаждения;
близкий к нулю или слабо отрицательный эффект реактивности по температуре графитового замедлителя.
кластерные регулирующие органы и контур охлаждения СУЗ разделенный на две независимые петли;
пассивная система длительного расхолаживания реактора, которая обеспечивает отвод остаточного энерговыделения в активной зоне не менее 72 ч;
решения, обеспечивающие, при необходимости, сброс пара через главные предохранительные клапаны (ГПК), эквивалентный 100 %-й паропроизводительности реактора;
разделение контура циркуляции теплоносителя на четыре независимые петли, что позволяет уменьшить диаметр наиболее больших трубопроводов;
современная система управления составляющая комплекс локальных управляющих систем, которые выполняют необходимый перечень технологических задач, объединенных вычислительной сетью энергоблока и имеющих для наиболее ответственных функций непосредственное взаимодействие с блочным и резервным пультами управления.
высокая устойчивость системы регулирования и защиты к отказам за счет большого количества органов регулирования с индивиду- альными приводами;
контрольно-измерительная система, отвечающая принятым требованиям по разделению, диверсификации и дублированию;
три подсистемы аварийного охлаждения активной зоны, (быстро- действующая – от баллонов высокого давления; длительного расхолаживания – от насосов, и пассивная система длительного расхолаживания);
«шахматная» разводка ТК активной зоны, при которой теплосъем от ТК аварийных раздаточных групповых коллекторов обеспечи- вается теплоносителем в ТК неаварийных РГК;
обеспечение конструктивной целостности активной зоны как в быстропротекающих аварийных условиях при практически номинальных параметрах теплоносителя в контуре циркуляции (гипотетические разрывы ТК одного РГК), так и в условиях длительно- го перегрева активной зоны благодаря сбросу давления в контуре циркуляции и последующего расхолаживания реактора;
локализация максимальных выбросов пароводяной смеси, пара и радиоактивных веществ под защитной оболочкой.

Для предварительной оценки безопасности энергоблока с РУ МКЭР-1500 были проведены вероятностный анализ и детерминистический анализ наиболее неблагоприятных аварий. Предварительный анализ нарушений нормальных условий эксплуатации и аварийных режимов 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 равна ~ 10–6 1/(реакторо´год), а вероятность крупного выброса активности во внешнюю среду ~ 10–7 1/(реакторо´год).

Материалы проекта реакторной установки МКЭР-1500 учитывают современные и международные требования по безопасности АЭС, в частности требования и критерии МАГАТЭ в области безопасности для инновационных реакторов. Выполненные при проектировании требования эффективности и безопасности эксплуатации АЭС, защита от радиационной опасности – для общества и защита инвестиций – для атом- ной энергетики позволяют говорить о проекте РУ МКЭР-1500 как о наиболее перспективном для замещения мощностей Ленинградской АЭС.

Г.Н. Колпаков, О.В. Селиваникова
Государственное образовательное учреждение высшего профессионального образования
«ТОМСКИЙ ПОЛИТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ»
КОНСТРУКЦИИ ТВЭЛОВ, КАНАЛОВ И АКТИВНЫХ ЗОН ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ РЕАКТОРОВ

Обсудить на форуме