Энергетические канальные реакторы СССР

 

После того, как была решена задача создания промышленных реакторов для получения плутония и трития, мысли и конструкторов, и физиков стала занимать проблема полезного использования тепловой энергии, вырабатывающейся в ядерных реакторах при осуществлении самоподдерживающейся цепной реакции деления тяжёлых ядер. И физик И.В. Курчатов, руководивший всей атомной проблемой в Советском Союзе, и конструктор Н.А. Доллежаль, по образованию энергетик, согласованно пришли к единому мнению о необходимости разработать и построить атомную электростанцию. Так в 1949 г., сразу же после испытания первой советской атомной бомбы, началась работа по созданию Обнинской АЭС, ставшей Первой в мире АЭС. Научным руководителем работ был назначен И.В.Курчатов, а Главным конструктором - Н.А. Доллежаль. Впоследствии по предложению И.В. Курчатова научное руководство проектом было передано Физико-энергетическому институту, а научным руководителем был назначен Д.И. Блохинцев. Тем не менее перестав быть формально руководителем работ, И.В. Курчатов продолжал уделять большое внимание проблеме АЭС на всех этапах её создания.

Первоначально рассматривались различные проекты реакторов для Первой АЭС. К концу 1949 г. стало ясно, что наиболее подготовленным вариантом для первого шага в атомной энергетике является графитовый реактор канального типа с водяным теплоносителем для отвода тепла. В феврале 1950 г. за подписями И.В. Курчатова, Н.А. Доллежаля и
С.М. Фейнберга был выпущен отчёт, содержавший предварительные проектные материалы по реактору. В отчёте предлагалось соорудить реактор с тепловой мощностью 30 МВт, что обеспечивало работу паровой турбины мощностью 5 МВт. В мае 1950 г. в результате рассмотрения указанных проектных материалов приняли решение о строительстве опытного реактора в посёлке Обнинское, теперь город Обнинск Калужской области. В августе 1950 г. под председательством И.В. Курчатова состоялось рассмотрение исходных данных по проекту реактора и вариантов технологических схем энергетической части АЭС. Было принято решение использовать двухконтурную схему отвода тепла от реактора с перегревом пара во втором контуре в поверхностных теплообменниках и подтверждены ранее выбранные параметры первого контура: давление - 10 МПа, температура - 290°С. Параметры пара на входе в турбину приняли следующими: давление - 1,2 МПа, температура - 280°С. Для ускорения сооружения АЭС решили использовать имевшуюся в наличии и находившуюся на консервации турбину с указанными параметрами перегретого пара мощностью 5 МВт. В декабре 1950 г. выпустили эскизный проект реактора и теплосиловой установки для АЭС. Документация на первоочередные строительные работы разрабатывалась уже в 1950 г. проектной организацией ГСПИ-11.

На рис. 1.12 показан вертикальный разрез реактора АМ Первой в мире АЭС (далее по тексту Первой АЭС).

 

Рис. 1.12. Реактор АМ Первой в мире АЭС

1 - нижняя плита; 2 – опорное кольцо; 3 – основание реактора; 4 – графитовая кладка; 5 – теплообменники охлаждения нижней плиты; 6 – канал охлаждения отражателя; 7 – коллектор системы охлаждения отражателя; 8 – канал ионизационной камеры; 9 – бак боковой защиты; 10 – змеевики охлаждения бака боковой защиты; 11 – верхняя плита; 12 – выходной коллектор; 13 – топливный канал; 14 – верхнее защитное перекрытие; 15 – канал СУЗ; 16 – кольцевой балкон; 17 – бетонная защита; 18 – кожух реактора; 19 – напорный коллектор

 

Графитовая кладка реактора установлена на стальной опорной плите и заключена в стальной цилиндрический кожух, которые вместе с массивной верхней чугунной плитой образуют герметичное внутриреакторное пространство, заполненное при работе реактора азотом. Через отверстия в верхней плите, герметично уплотняясь в ней, проходят «ТВС – каналы» и каналы для управляющих стержней.

Всего в кладке, диаметр которой равен 3 м, а высота - 4,6 м, имелось 157 отверстий.В 128 из них устанавливались топливные каналы, а в 29 находились стержни управления, регулирования и аварийной защиты. Топливные каналы располагались в углах правильной треугольной решетки с шагом 120 мм.

В реакторе АМ впервые были применены тепловыделяющие элементы трубчатого типа, представляющие собой 2 коаксиальные трубки, зазор между которыми заполнен топливной композицией, в качестве которой используется дисперсная смесь из порошка сплава или двуокиси урана в металлической матрице. Теплосъём осуществляется теплоносителем, движущимся по внутренней трубке твэла.

Для трубчатых твэлов характерны следующие положительные свойства:

· продукты деления топлива не попадают в теплоноситель при нарушениях герметичности оболочек твэла;

· возможность работы при переменных нагрузках благодаря малому температурному перепаду по сечению твэлов;

· медленный и ограниченный рост максимальной температуры твэлов при прекращении теплосъёма из-за хорошего теплового контакта твэлов с аккумулирующей массой графита.

Тепловыделяющую сборку «ТВС – канал» (рис. 1.13) образуют 4 твэла, проходящие через отверстия набора графитовых втулок. К обоим концам твэлов приварены трубки для теплоносителя, объединяемые вверху головкой канала, а внизу - нижней камерой. В центре канала между головкой и нижней камерой проходит трубка для движения теплоносителя вниз.

Рис. 1.13. Разрез топливного канала

1 – выход воды; 2 – вход воды; 3 – верхняя головка; 4 – труба центральная; 5 – труба твэла; 6 – графитовые втулки; 7 – тепловыделяющий элемент; 8 – нижняя головка

 

Реактор окружён кольцевым баком с водой, являющимся частью боковой биологической защиты, и размещён в бетонной шахте со стенами толщиной 3 м, являющимися внешней частью боковой биологической защиты. Сверху шахта закрыта чугунным перекрытием, которое вместе с верхней плитой реактора образует защиту в верхнем направлении.

Пуск Первой АЭС, завершившийся 27 июня 1954 г. включением АЭС в энергосистему, подтвердил правильность выбранных принципиальных решений по конструкции реактора и по станции в целом. АЭС успешно эксплуатировалась до середины 2002 года, в последние годы она была переведена в разряд исследовательских реакторов, в том числе для наработки изотопов для медицинских целей.

Основной задачей Первой АЭС в течение длительного времени являлось проведение реакторных исследований новых материалов, режимов работы, конструкций различных реакторных элементов, в том числе топливных каналов. С этой целью в реакторе были образованы новые ячейки с большим, чем у штатных каналов, диаметром. На станции был создан ряд петлевых установок для испытаний каналов новых реакторов.

Надёжность и безопасность эксплуатации Первой АЭС открыли широкие перспективы для дальнейшей научной и конструкторской разработки энергетических реакторов всех типов. Станцию за годы её эксплуатации посетили десятки тысяч людей из нашей страны и стран зарубежья. Представители всех стран выражали глубокое уважение в адрес людей, создавших и эксплуатирующих станцию. На Первой АЭС прошли подготовку многие атомщики, ставшие впоследствии ведущими специалистами на многих атомных станциях нашей и других стран.

Опыт разработки, строительства и эксплуатации этой АЭС показал всему миру не только возможность и перспективность использования атомной энергии на электростанциях, но и её преимущества. С июля 1954 г. начался новый этап в развитии энергетики. Наряду с традиционным топливом - нефтью, углем, газом - стала использоваться способность ядер тяжёлых элементов делиться и высвобождать энергию в виде тепла.

После успешного пуска Первой АЭС начинается становление ядерной энергетики. Рассматриваются разные направления и в их числе - развитие решений, осуществлённых в конструкции реактора и в тепловой схеме Первой АЭС, но со значительным увеличением мощности реактора и с увеличением параметров пара: давления до 3-3,5 МПа и температуры до 310-315°С. Однако, и такие параметры были существенно ниже параметров пара, достигнутых к тому времени в теплоэнергетике, использующей органическое топливо. А от параметров пара сильно зависит КПД энергетической установки, её экономичность, а также тепловое воздействие на окружающую среду. Поэтому в НИКИЭТ было выдвинуто предложение о ещё большем повышении параметров пара по отношению к первоначально предлагавшимся и об осуществлении перегрева пара в активной зоне, так называемого ядерного перегрева. Обоснование режимов работы с кипением воды в испарительных и перегревом пара в пароперегревательных каналах проводили на петлевых установках Первой АЭС. В 1957 г. впервые в мире там был осуществлён ядерный перегрев пара. После изучения и обсуждения такого варианта было принято решение о разработке проекта и строительстве двух энергоблоков Белоярской АЭС (АМБ-1 и АМБ-2) с использованием турбогенераторов, серийно выпускавшихся Ленинградским металлическим заводом, мощностью 100 МВт с параметрами пара 8-9 МПа и температурой 480-510°С.

Энергоблоки АМБ-1 и АМБ-2, составившие первую очередь Белоярской АЭС (рис. 1.14), введены в эксплуатацию, соответственно, в 1964 и в 1967 гг. Мощность 1-го блока составила 100 МВт (эл.) (один турбогенератор), мощность 2-го блока - 200 МВт (эл.) (два турбогенератора). Осуществление ядерного перегрева пара явилось большим и смелым достижением разработчиков Белоярской АЭС, т.к. ядерный перегрев в промышленном масштабе был осуществлён впервые в мировой практике. При таком решении теплоноситель прямо из реактора поступает в турбину. Многие специалисты предполагали возможность появления активности в машинном зале.

 

 

 

Рис. 1.14. Реактор АМБ

1 – нижняя плита; 2 – графитовая кладка; 3 – коридор обслуживания арматуры; 4 – сепаратор пара; 5 – трубопроводы; 6 – верхняя плита; 7 – верхнее перекрытие; 8 – главные паропроводы; 9 – коллектор перегретого пара; 10 – бак боковой защиты; 11 – помещение приводов СУЗ

 

Задача реализации схем с перегревом пара решалась постепенно. Поэтому схемы 1-го и 2-го блоков различаются между собой (рис. 1.15).

Рис. 1.15. Принципиальная тепловая схема первого (а) и второго (б) энергоблоков Белоярской АЭС

1 – реактор; 2 – пароперегревательный канал; 3 – испарительный канал; 4 – сепаратор; 5 – испаритель; 6 – деаэратор; 7 – турбоагрегат; 8 – конденсатор; 9 – конденсатный насос; 10 – подогреватель низкого давления; 11 – питательный насос; 12 – подогреватель высокого давления; 13 – бак-расширитель; 14 – регулятор перегрева; 15 – подогреватель; 16 – циркуляционный насос; 17 - конденсатоочистка

 

Схема 1-го блока - двухконтурная. Пароводяная смесь из испарительных каналов поступает в сепаратор. Отсепарированный пар направляется в испаритель, где его тепло обеспечивает испарение питательной воды, циркулирующей по 2-му контуру. Полученный в испарителе пар перегревается до заданной температуры в перегревательных каналах и направляется в турбину.

На 2-м блоке схема одноконтурная. Отсепарированный пар поступает прямо в пароперегревательные каналы и после них на турбину. Схема 2-го блока значительно проще схемы 1-го блока, главным образом благодаря исключению громоздких и дорогостоящих парогенераторов. Переход на одноконтурную схему позволяет также упростить регулирование работы установки. Одноконтурная схема и некоторые изменения в конструкции каналов и в схеме расположения каналов в реакторе дали возможность увеличить мощность второго реактора вдвое по сравнению с первым.

В реакторах Белоярской АЭС применялись тепловыделяющие элементы такого же трубчатого типа, как и в реакторе Первой АЭС, но большего диаметра, как внутренней, так и наружной трубок. Высота активной зоны 6 м. Наружный диаметр твэлов 22 мм, внутренний диаметр трубки для теплоносителя в испарительных твэлах 10,8 мм, в перегревательных 14,6 мм. Диаметр канала равен 75 мм, высота каналов около 13 м. В испарительных каналах вода из нижней камеры, куда она поступает из головки канала по центральной опускной трубке, раздаётся по пяти твэлам. В перегревательных каналах насыщенный пар по трём параллельным опускным твэлам поступает из головки в нижнюю камеру, откуда раздаётся по двум подъёмным твэлам, проходя через которые насыщенный пар перегревается.

Общее число каналов в реакторе равно 998, из которых 730 испарительных и 268 перегревательных. Кроме этого, вне основной решётки имеется 94 канала для стержней компенсации реактивности и аварийной защиты, а 6 каналов для стержней автоматического регулирования расположены в основной решётке. Конструкция реакторов принципиально такая же, как и реактора Первой АЭС.

Графитовая кладка реакторов диаметром 9,6 м, высотой 9 м набрана из блоков размером 200х200х600 мм и заключена в герметичный объём, образованный нижней и верхней плитами и кожухом с компенсатором разности температурных удлинений. Нижняя плита заполнена водой.

Вокруг реактора расположен кольцевой бак, заполненный водой, являющийся частью боковой биологической защиты. Реактор и бак размещены в прямоугольной бетонной шахте размером 15,0х15,0 м. Шахта закрыта сверху защитным перекрытием, выполненным из отдельных плит на периферии и индивидуальной защиты над каналами в центральной части. Над перекрытием расположен центральный зал, в котором осуществляются работы на реакторе, перегрузка топлива. Под реактором находится помещение, в котором размещены приводы стержней системы управления и защиты.

Реакторы первой очереди Белоярской АЭС успешно эксплуатировались до 1981 г. (первый блок) и до 1989 года (второй блок) и были остановлены по причине выработки ресурса отдельными элементами конструкции. При этом проблем в части ядерного перегрева не было.

Опыт разработки, строительства и эксплуатации реакторов Белоярской АЭС подтвердил возможность применения ядерного перегрева пара на АЭС. Себестоимость отпускаемой электроэнергии была ниже себестоимости электроэнергии на станциях Урала с органическим топливом такой же мощности. Следует сказать, что Белоярская станция стала первой из АЭС, которая обеспечивала и теплоснабжение прилегающего жилого посёлка.

Эксплуатация Белоярской АЭС позволила накопить ценный опыт для разработки конструкций, проектирования и эксплуатации АЭС большой атомной энергетики нашей страны.

В ряду достижений атомной энергетики СССР в целом, и в частности, направления канальных реакторов, следует отметить создание Билибинской АЭС (АТЭЦ), которая успешно работает с 1974 г. на Чукотке, за полярным кругом. Билибинская АТЭЦ (ЭГП-6) создана на основе техже принципиальных решений, которые были разработаны и осуществлены при создании Первой и Белоярской АЭС.

Особо сложные природные условия, в которых эта станция эксплуатируется, и отдалённость её расположения, обусловили необходимость обеспечения максимальной простоты её конструкции и надёжности работы. Для этого, с целью упрощения схемы и режимов работы, решили отказаться от перегрева пара и работать на насыщенном паре, выделяемом в сепараторах из пароводяной смеси, образуемой в каналах реактора при кипении теплоносителя-воды. Для этого же в контуре отвода тепла от реактора осуществляется естественная циркуляция.

Особо важный вклад в создание Билибинской АЭС внесли ученые ФЭИ (г. Обнинск).

 

 

Реактор РБМК-1000

Разработка энергетических уран-графитовых реакторов канального типа выросла в национальное направление развития энергетического реакторостроения и привела к созданию реактора большой мощности канального (РБМК) электрической мощностью 1000 МВт. Энергоблоки с этим реактором построены на Ленинградской, Курской, Смоленской АЭС (Россия) и Чернобыльской АЭС (Украина).

В реакторе РБМК-1000 тепловой мощностью 3200 МВт в качестве замедлителя используется графит, в качестве теплоносителя - вода, а в качестве топлива - двуокись урана. Графитовая кладка состоит из вертикальных колонн высотой 8 метров, набранных из графитовых блоков квадратного сечения 250х250 мм с осевым отверстием. Кладка опирается на нижнюю плиту металлоконструкции схемы «ОР». Реактор состоит из набора вертикальных технологических и специальных каналов, установленных в цилиндрические отверстия графитовых колонн и тракты нижней и верхней металлоконструкций. Конструкция реактора показана на рис.1.16. Подробное описание реактора, его конструкций и систем приведено в главе 3.

Рис. 1.16. Реактор РБМК-1000 1 блока Курской АЭС

1 – активная зона реактора (графитовая кладка); 2 – опорная металлоконструкция (схема «С»); 3 – тракты технологических каналов; 4 – водяная защита (схема «Д»);
5 – главный циркуляционный насос (ГЦН); 6 – разгрузочно-загрузочная машина (РЗМ);
7 – барабан-сепаратор (БС); 8 – верхняя биологическая защита (схема «Е»);
9 – нижняя биологическая защита (схема «ОР»); 10 – боковая биологическая защита (схема «Л»); 11 – водяные коммуникации (ВК); 12 – пароводяные коммуникации (ПВК); 13 – верхнее перекрытие (схема «Г»); 14 – плитный настил

 

Тепловыделяющие сборки (ТВС), содержащие топливо, поступают с завода в контейнерах. На энергоблоке ТВС в сборе с подвеской и запорной пробкой образует тепловыделяющую кассету (ТВК), загружаемую в топливный канал. Перегрузка топлива осуществляется на работающем реакторе без снижения мощности с помощью разгрузочно-загрузочной машины (РЗМ).

Приблизительно 95 % тепловыделений в реакторе приходится на топливо (тепловыделяющие элементы) и около 5 % - на замедлитель (графитовая кладка). Для предотвращения окисления графита и улучшения теплопередачи от графита к топливным каналам в реакторное пространство подается азотно-гелиевая смесь. Утечка гелия ограничивается заполнением металлоконструкций и пространства, окружающего цилиндрический кожух, азотом под давлением, повышающем давление гелиево-азотной смеси на 20-120 мм вод. ст. (~ 0,2-1,2 кПа).

Под нижней плитой металлоконструкции схемы «ОР» имеется пространство для разводки труб водяных коммуникаций от раздаточных групповых коллекторов к каждому каналу, а над верхней плитой металлоконструкции схемы «Е» имеется пространство для разводки труб пароводяных коммуникаций от каждого технологического канала к барабанам-сепараторам.

Система управления и защиты реактора основана на перемещении твердых стержней-

поглотителей в специально выделенных каналах, охлаждаемых водой автономного

контура