Обзор основных типов ядерных реакторов, применяющихся в российской атомной энергетике

     Система компенсации давления  теплоносителя — автономная система ядерного реактора, подключаемая к контуру теплоносителя с целью выравнивания колебаний давления в контуре во время работы реактора, возникающих за счет теплового расширения.

     Давление в компенсаторе создается  паровой "подушкой" за счет кипения теплоносителя, нагреваемого электронагревателями, размещенными под свободным уровнем. В переходных режимах при колебаниях средней температуры теплоносителя, связанных с изменением нагрузки или нарушениями в работе оборудования реакторной установки, в первом контуре меняется давление. При этом часть теплоносителя перетекает в контур или из контура в компенсатор давления по соединительным трубопроводам.

      Ограничение отклонения давления  от номинального значения достигается  сжатием или расширением паровой "подушки" в верхней части компенсатора. При значительном росте давления открывают регулирующий клапан и подают воду по трубопроводу из "холодной" части контура в сопла, расположенные в верхней части компенсатора. В зависимости от параметров переходного процесса (величины и скорости изменения давления) регулирующий клапан увеличивает подачу "холодной" воды, прекращая или замедляя рост давления в первом контуре. При дальнейшем росте давления (из-за отказа системы или ее недостаточной эффективности) защита реактора от превышения давления обеспечивается срабатыванием импульсно-предохранительных устройств, из которых пар отводится в бак-барботер и конденсируется.

       Система очистки теплоносителя  - совокупность устройств ядерного  реактора, предназначенная для поддержания водного режима, дегазации и очистки теплоносителя в целях ограничения наращивания активности долгоживущих изотопов, примесей, исключения возможности образования пробок от окислов и других химических соединений, возникающих и переносимых в теплоносителе, и предотвращения ухудшения теплосъема и теплопередачи. Несмотря на применение в первом контуре коррозионно-стойких аустенитных сталей и циркониевых сплавов, в теплоноситель переходят продукты коррозии, которую удается регулировать соответствующим подбором водно-химического режима. Применение борного регулирования интенсифицирует процесс коррозии. Источником примесей в первом контуре является также вода первичного заполнения и подпиточная вода, содержащие определенное количество солей, а также случайные загрязнения, попадающие в контур в процессе монтажа и ремонта.

      Главный аргумент в пользу  выбора современных ВВЭР - Безопасность. Реактор ВВЭР обладает важным  свойством саморегулирования: при  повышении температуры теплоносителя  или мощности реактора происходит самопроизвольное снижение интенсивности цепной реакции в активной зоне, и в конечной итоге снижение мощности реактора

      В последних проектах реакторов  типа ВВЭР реализованы самые  современные подходы к обеспечению  безопасности, основанные на принципе глубокоэшелонированной защиты и предполагающие несколько уровней безопасности, оптимальное сочетание многоканальных пассивных и активных систем безопасности.

         В настоящее время реакторные  установки ВВЭР работают на 18 атомных станциях России, Украины, Армении, Финляндии, Болгарии, Венгрии, Чехии, Словакии и Китая. В ближайшее время ряды российских атомных энергоблоков пополнятся новыми, готовящимися к пуску энергоблоками с реакторными установками ВВЭР-1000. Продолжаются работы по продлению срока службы оборудования реакторных установок первых поколений. Выполнен большой объем работ по разработке проекта РУ большой мощности ВВЭР-1500. 

                     Реактор Большой Мощности Канальный (РБМК). 

     Данный реактор — канальный, гетерогенный, уран-графитовый (графито-водный по замедлителю), кипящего типа, на тепловых нейтронах; предназначен для выработки насыщенного пара давлением 70 кгс/см². Теплоноситель — кипящая вода. В РБМК замедлителем служит графит, а теплоносителем — вода. Пар для турбины получается непосредственно в реакторе и туда же возвращается после использования в турбине. Топливо в реакторе можно заменять постепенно, не останавливая и не расхолаживая его.

      Первая в мире Обнинская АЭС  относится именно к этому типу. По той же схеме построены Ленинградская, Чернобыльская, Курская, Смоленская станции большой мощности.

      Реактор РБМК-1000 является реактором  с неперегружаемыми каналами, в  отличие от реакторов с перегружаемыми  каналами, ТВС и технологический  канал являются раздельными узлами. К установленным в реактор каналам с помощью неразъемных соединений подсоединены трубопроводы - индивидуальные тракты подвода и отвода теплоносителя. Загружаемые в каналы ТВС крепятся и уплотняются в верхней части стояка канала. Таким образом, при перегрузке топлива не требуется размыкания тракта теплоносителя, что позволяет осуществлять ее с помощью соответствующих перегрузочных устройств без остановок реактора.

      При создании таких реакторов  решалась задача экономичного использования нейтронов в активной зоне реактора. С этой целью оболочки ТВЭЛов и трубы канала изготовлены из слабо поглощающих нейтроны циркониевых сплавов. В период разработки РБМК температурный предел работы сплавов циркония был недостаточно высок. Это определило относительно невысокие параметры теплоносителя в РБМК. Давление в сепараторах равно 7,0 МПа, чему соответствует температура насыщенного пара 284° С.

      Разработка РБМК явилась значительным  шагом в развитии атомной энергетики  СССР, поскольку такие реакторы позволяют создать крупные АЭС большой мощности.

     Из двух типов реакторов на  тепловых нейтронах - корпусных  водо-водяных и канальных водографитовых, использовавшихся в атомной энергетике  Советского Союза, последние оказалось  проще освоить и внедрить в жизнь. Это объясняется тем, что для изготовления канальных реакторов могут быть использованы общемашиностроительные заводы и не требуется такого уникального оборудования, которое необходимо для изготовления корпусов водо-водяных реакторов.

     Эффективность канальных реакторов типа РБМК в значительной степени зависит от мощности, снимаемой с каждого канала. Распределение мощности между каналами зависит от плотности потока нейтронов в активной зоне и выгорания топлива в каналах. При этом существует предельная мощность, которую нельзя превышать ни в одном канале. Это значение мощности определяется условиями теплосъема.

     Реактор РБМК работает по одноконтурной  схеме. Циркуляция теплоносителя  осуществляется в контуре многократной  принудительной циркуляции (КМПЦ). В активной зоне вода, охлаждающая ТВЭЛы, частично испаряется, и образующаяся пароводяная смесь поступает в барабаны-сепараторы. В барабанах-сепараторах происходит сепарация пара, который поступает на турбоагрегат. Остающаяся вода смешивается с питательной водой и с помощью главных циркуляционных насосов (ГЦН) подается в активную зону реактора. Отсепарированный насыщенный пар (температура ~284 °C) под давлением 70-65 кгс/см2 поступает на два турбогенератора электрической мощностью по 500 МВт. Отработанный пар конденсируется, после чего, пройдя через регенеративные подогреватели и деаэратор, подается с помощью питательных насосов (ПЭН) в КМПЦ.

     Общая  схема реактора РБМК показана  на рисунке 2. 

Рис.2 
 

     Основу активной зоны РБМК-1000 составляет графитовый цилиндр, сложенный из блоков меньшего размера, который выполняет роль замедлителя. Графит пронизан большим количеством вертикальных отверстий, через каждое из которых проходит труба давления (также называемая технологическим каналом (ТК). Центральная часть трубы давления, расположенная в активной зоне, изготовлена из сплава циркония с ниобием, обладающего высокими механическими и коррозионными свойствами, верхние и нижние части трубы давления — из нержавеющей стали. Циркониевая и стальные части трубы давления соединены сварными переходниками.

     В каждом топливном канале  установлена кассета, составленная  из двух тепловыделяющих сборок (ТВС) — нижней и верхней.  В каждую сборку входит 18 стержневых  ТВЭЛов. Оболочка ТВЭЛа заполнена  таблетками из двуокиси урана. По первоначальному проекту обогащение по урану-235 составляло 1,8%, но, по мере накопления опыта эксплуатации РБМК, оказалось целесообразным повышать обогащение. Повышение обогащения в сочетании с применением выгорающего поглотителя в топливе позволило увеличить управляемость реактора, повысить безопасность и улучшить его экономические показатели. В настоящее время осуществляется переход на топливо с обогащением 3,0 %.

    Для повышения эффективности  реакторов РБМК были изучены  возможности увеличения предельной мощности каналов. В результате конструкторских разработок и экспериментальных исследований оказалось возможным путем интенсификации теплообмена увеличить предельно допустимую мощность канала в 1,5 раза до 4500 кВт при одновременном повышении допустимого паросодержания до нескольких десятков процентов. Необходимая интенсификация теплообмена достигнута благодаря разработке ТВС, в конструкции которой предусмотрены интенсификаторы теплообмена.       

 Достоинства РБМК

   Пониженное, по сравнению с корпусными ВВЭР, давление воды в первом контуре;

   Благодаря  канальной конструкции отсутствует  дорогостоящий корпус;

   Нет дорогостоящих  и сложных парогенераторов;

   Нет принципиальных  ограничений на размер активной  зоны;

   Независимый контур системы управления и защиты (СУЗ);

   Широкие возможности  осуществления регулярного контроля  состояния узлов активной зоны (например, труб технологических  каналов) без необходимости остановки  реактора, и также высокая ремонтопригодность;

   Малое «паразитное» поглощение нейтронов в активной зоне (более благоприятный нейтронный баланс), как следствие — более полное использование ядерного топлива;

   Более легкое (по сравнению с корпусными  ВВЭР протекание аварий, вызванных  разгерметизацией циркуляционного контура, а также переходных режимов, вызванных отказами оборудования;

   Возможность  формировать оптимальные нейтронно-физические  свойства активной зоны реактора (коэффициенты реактивности) на стадии  проектирования;

   Незначительные  коэффициенты реактивности по плотности теплоносителя (современный РБМК);

   Замена топлива  без остановки реактора благодаря  независимости каналов друг от  друга;

   Возможность  наработки радионуклидов технического  и медицинского назначения, а  также радиационного легирования различных материалов;

   Отсутствие (по  сравнению с корпусными ВВЭР) необходимости применения борного  регулирования;

   Более равномерное  и глубокое (по сравнению с  корпусными ВВЭР) выгорание ядерного  топлива;

   Возможность  работы реактора с низким ОЗР — оперативным запасом реактивности (современные проекты, например, строящийся пятый энергоблок Курской АЭС);

   Более дешевое  топливо из-за более низкой  степени обогащения, хотя загрузка  топливом значительно выше (в  общем топливном цикле используют  переработку отработанного топлива от <ВВЭР);

   Поканальное  регулирование расходов теплоносителя  через каналы, позволяющее контролировать  теплотехническую надежность активной  зоны;

  Тепловая инертность  активной зоны, существенно увеличивающая  запасы до повреждения топлива во время возможных аварий;

  Независимость  петель контура охлаждения реактора (в РБМК - 2 петли), что позволяет  локализовать аварии в одной  петле.   

Недостатки  РБМК                          

   Большое количество  трубопроводов и различных вспомогательных  подсистем требует наличия большого  количества высококвалифицированного  персонала;

   Необходимость  проведения поканального регулирования  расходов, что может повлечь за  собой аварии, связанные с прекращением расхода теплоносителя через канал;