Меню
Главная
Случайная статья
Настройки
|
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.
Содержание
История проектирования. Особенности реакторных установок
Работы 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, с электрической мощностью установки 1500 МВт[6]. Основной особенностью реакторной установки МКЭР-1500 стало внедрение в тепловую схему (аналогично тепловым схемам
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
| 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 |
235235 |
235235 |
250250
|
| Количество технологических каналов |
1580 |
1824 |
1824
|
| Количество каналов |
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, эф |
-2.8 |
-1.3 |
-0.8
|
| Мощностной коэффициент реактивности, эф/МВт |
1,6103 |
7,1104 |
3,3104
|
Описание РУ МКЭР-800 (1000)
Реакторные установки (РУ) с МКЭР-800 и МКЭР-1000 включают в себя реактор соответствующей мощности,
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
Источники
- 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
- 1 2 3 4 5 6 7 8
- Б.А. Габараев, Ю.С. Черепнин. Инновационные проекты ядерных реакторов (неопр.) (недоступная ссылка — история). ОАО «Ордена Ленина НИКИЭТ имени Н.А.Доллежаля» (26 марта 2009). Дата обращения: 24 ноября 2020.
-
- 1 2
|
|