Многопетлевой канальный энергетический реактор (МКЭР) — серия энергетических кипящих[1][2] уран-графитовых реакторов третьего поколения с естественной циркуляцией теплоносителя, разработанных в 1990—2000-е годы. Реакторы МКЭР являются эволюционным развитием серии канальных реакторов РБМК с учётом полученного опыта при эксплуатации данных реакторов, а также современных требований по безопасности АЭС. Реакторы МКЭР разрабатывались в первую очередь для замены выводящихся из эксплуатации энергоблоков с реакторами РБМК.
Разработка проектов реакторной установки МКЭР была выполнена объединённым коллективом специалистов институтов НИКИЭТ, ВНИПИЭТ, НИЦ «Курчатовский институт» и Московским отделением Атомэнергопроекта при участии специалистов Ленинградской АЭС.
История проектирования. Особенности реакторных установок
правитьРаботы по проектированию реактора начались в 1989 году[3]. В 1992 году на конкурсе по замещающим реакторным установками на Ленинградской АЭС разработчиками был представлен проект уран-графитового канального реактора МКЭР-800.[2]В процессе разработки реактора МКЭР-800 был учтён опыт эксплуатации водо-графитовых канальных реакторов типа серии РБМК, и был сделан упор на совершенствование пассивных систем безопасности реакторной установки, а также усовершенствование средств предупреждения и локализации возможных аварий. В проект реактора МКЭР-800 были внесены ряд новшеств, в частности: увеличено количество независимых петель контура многократной принудительной циркуляции (КМПЦ), по сравнению с реакторами серии РБМК, что позволило уменьшить максимальный диаметр трубопроводов циркуляционного контура до 300 мм[4]. За счёт естественной циркуляции теплоносителя из системы КПМЦ были исключены главные циркулирующие насосы (ГЦН), интенсификация циркуляции происходит за счёт струйных насосов (инжекторов). Компактизация контура многократной принудительной циркуляции позволила заключить реакторную установку в герметическую защитную оболочку. Шахматное соединение топливных каналов к раздающим коллекторам, позволило обеспечить теплоотвод через соседние каналы при возможной потере теплоносителя и разрушении коллектора, тем самым исключая нагрев топлива до потери герметичности оболочки. За счёт реализации оптимального уран-графитового соотношения, в МКЭР было обеспечено улучшение нейтронно-физических характеристик реактора, и повышены свойства самозащищенности активной зоны реакторной установки, в частности[5][3]:
- отрицательный паровой и мощностной коэффициенты реактивности, что исключает самопроизвольный разгон реактора при увеличении мощности и при снижении расхода теплоносителя;
- отрицательный эффект обезвоживания активной зоны, который в случае потери теплоносителя, на начальной стадии аварийного процесса обеспечивает снижение мощности реактора;
- отсутствие внутренних причин, которые могли бы привести к выделению общей реактивности больше доли запаздывающих нейтронов;
- отсутствие запаса реактивности на выгорание за счет использования перегрузки топлива на ходу;
- отрицательный эффект обезвоживания контура охлаждения системы управления и защиты (СУЗ) в подкритичном состоянии реактора.
В середине 1990-х был на основе реактора МКЭР-800 был разработан проект МКЭР-1000. Реакторная установка МКЭР-1000 конструктивно подобна МКЭР-800, однако из-за увеличения тепловой мощности реактора до 3000 МВт в конструкцию реактора был внесён ряд изменений для обеспечения необходимого режима охлаждения активной зоны. Для чего было увеличено общее количества топливных каналов до 1824, применены дистанционирующие решетки с интенсификаторами теплообмена, аналогичных применяемым на реакторах РБМК-1500, для интенсификации теплообмена в технологических каналах, применено дросселирование топливных каналов, находящихся на периферии активной зоны[3].
В 2001 году на Ленинградской АЭС для замещения мощностей с реакторами РБМК-1000 был объявлен очередной тендер, в котором принял участие основной разработчик реакторов МКЭР НИКИЭТ им. Н. А. Доллежаля. Разработчиком всего за шесть месяцев, с использованием опыта проектирования реакторов МКЭР-800 и МКЭР-1000, был разработан новый проект реактора МКЭР-1500, электрической мощностью установки 1500 МВт[6]. Основной особенностью реакторной установки МКЭР-1500 стало внедрение в тепловую схему ГЦН (аналогично тепловым схемам РУ РБМК-1000 и 1500) для надёжного охлаждения реактора. Включение ГЦН в тепловую схему МКЭР-1500 было обусловлено тем, что согласно проведённым исследованиям было показано, что тепловая мощность реактора в 3000 МВт была предельной, которую целесообразно снимать естественной циркуляцией теплоносителя, интенсифицируемой струйными инжекторами[6]. Поэтому в реакторе МКЭР-1500, имевшему бо́льшую тепловую мощность, активную зону было предложено охлаждать при работе энергоблока на мощности принудительной циркуляцией теплоносителя, развиваемой циркуляционными насосами.
Согласно результатам конкурса было установлено, что энергоблок с МКЭР-1500, соответствует всем требованиям по безопасности, а также на 15-20 % дешевле энергоблока с реактором ВВЭР-1500, проект которого так же участвовал в конкурсе на Ленинградской АЭС по замещению мощностей.
Характеристики реакторов МКЭР
править| Характеристика | МКЭР-800 | МКЭР-1000 | МКЭР-1500 |
|---|---|---|---|
| Тепловая мощность реактора, МВт | 2450 | 3000 | 4260 |
| Электрическая мощность блока, МВт | 860 | 1068 | 1500 |
| КПД блока (брутто), % | 35,1 | 35,6 | 35,2 |
| Топливо | UO2 | UO2 | UO2, MOX |
| Замедлитель и отражатель | Графит | Графит | Графит |
| Давление пара в сепараторах, атм | 70 | 65 | 75 |
| Среднее паросодержание на выходе из реактора масс, % | 19,7 | 23,3 | 27,9 |
| Температура питательной воды, °С | 187 | 233 | 229 |
| Температура теплоносителя на входе, °С | 275 | 265,6 | 274 |
| Расход теплоносителя через реактор, т/ч | 23300 | 25309 | 30804 |
| Паропроизводительность, т/ч | 4600 | 5891 | 8600 |
| Проектный срок службы, лет | 50 | 50 | 50 |
| Внутренний диаметр контайнмента, м | 54 | 55,5 | 56,5 |
| Количество сепараторов пара, шт. | 8 | 8 | 4 |
| Размеры активной зоны, м: | |||
| — высота | 6 | 6 | 7 |
| — диаметр | 11 | 12.1 | 14 |
| Шаг решётки технологических каналов, мм | 235×235 | 235×235 | 250×250 |
| Количество технологических каналов | 1580 | 1824 | 1824 |
| Количество каналов СУЗ | 221 | 233 | 219 |
| Обогащение, % 235U | 2.4 | 2.0-2.4 | 2.0-3.2 |
| Средняя глубина выгорания выгружаемого топлива, МВт·сут/кг: | 26-28 | 28 | 30-45 |
| Максимальная температура графита, °С | 510 | 560 | 640 |
| Максимальная температура топлива, °С | 945 | 1050 | 1300 |
| Паровой коэффициент реактивности, βэф | -2.8 | -1.3 | -0.8 |
| Мощностной коэффициент реактивности, βэф/МВт | −1,6×10−3 | −7,1×10−4 | −3,3×10−4 |
Описание РУ МКЭР-800 (1000)
правитьРеакторные установки (РУ) с МКЭР-800 и МКЭР-1000 включают в себя реактор соответствующей мощности, КМПЦ с входящим в него оборудованием и системы, обслуживающие реакторную установку. КМПЦ состоит из 8 разделенных по воде пополам перегородками барабан-сепараторов с присоединенными к ним 32 циркуляционными петлями (по четыре петли на каждый барабан-сепаратор). Циркуляционные петли одного барабана-сепаратора объединены по воде перемычками. Тем самым циркуляционный контур МКЭР-800 (МКЭР-1000) состоит из 16 независимых по воде петель[3]. Такая компоновка позволила сократить максимальные диаметры трубопроводов циркуляционного контура до 300 мм. Исследование теплогидравлических параметров реакторных установок с МКЭР-800 и МКЭР-1000 показали, что тепловая мощность реактора до 3000 МВт может сниматься теплоносителем в режиме естественной циркуляции теплоносителя, интенсифицируемой инжекторами с 1580 шестиметровых ТВС, аналогичных сборкам РБМК-1000[3].
Инжекторы на РУ МКЭР-800 (1000) устанавливаются на каждую опускную трубу, по которым отсепарированная циркуляционная вода отводится из сепаратора. Из инжектора вода под давлением в 7,06 МПа (МКЭР-800) и 6,86 МПа (МКЭР-1000) поступает в раздаточный коллектор, из которого по водяным коммуникациям раздаётся по топливным каналам. Создание в инжекторе дополнительного напора, равного 0.2 МПа (МКЭР-800) и 0,4 МПа (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[3]. На трубопроводах, отводящих пар из реактора и подводящих в реактор питательную воду, устанавливаются быстродействующие отсечные задвижки, 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 также перегрузочный комплекс размещаются в контайнменте внутренним диаметром не более 55,5 метров. 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[3].
Перегрузка топлива может осуществляться как на остановленном, так и на работающем реакторе разгрузочно-загрузочной машиной, входящей в состав перегрузочного комплекса, без снижения мощности самой установки.
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[3].
Для сохранения целостности внутренней защитной оболочки в случае тяжёлой запроектной аварии предусмотрена пассивная система сброса давления с фильтрацией. В случае превышения проектной величины давления в защитной оболочке реакторной установки парогазовая смесь через разрывную мембрану поступает в систему сброса давления с фильтрацией. Система обеспечивает как конденсацию пара, так и задержку твердых радионуклидов продуктов деления и актиноидов 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.
Примечания
правитьИсточники
- ↑ Б.В. Лысинков. У истоков атомной отрасли. Сборник статей. — 2-е, дополненное и переработанное. — Москва: ФГУП НИКИЭТ, 2007. — 500 экз. Архивировано 16 июля 2020 года.
- ↑ 1 2 Адамов Е.O. Журнал «Атомная энергия» Том 76. Выпуск 4. // Канальное направление реакторостроения: состояние и перспективы. — Москва: Атомиздат, 1994. — 1480 экз. — ISBN 0004-7163.
- ↑ 1 2 3 4 5 6 7 8 Абрамов М.А. и др. Канальный ядерный энергетический реактор РБМК // . — Москва: ГУП НИКИЭТ, 2006. — 632 с. — ISBN 5-98706-018-4.
- ↑ Б.А. Габараев, Ю.С. Черепнин. Инновационные проекты ядерных реакторов (недоступная ссылка — история). ОАО «Ордена Ленина НИКИЭТ имени Н.А.Доллежаля» (26 марта 2009). Дата обращения: 24 ноября 2020.
- ↑ Под общ. ред. Ю.Г. Драгунова. Впереди века: НИКИЭТ — 60 лет // [1]. — Москва: НИКИЭТ, 2012. — 2500 экз. — ISBN 978-5-98706-062-9. Архивировано 11 мая 2021 года.
- ↑ 1 2 Бюллетень по атомной энергии № 12 // [2]. — Москва: Корпоративный медиа-центр «Атомиум» (ФГУП «ЦНИИатоминформ»), 2005. — С. 30—33. — 95 с. — 1001 экз. — ISBN 1811-7864. Архивировано 6 февраля 2020 года.