| Характеристика | МКЭР-800 | МКЭР-1000 | МКЭР-1500 |
| Мощность реактора, МВт -тепловая -электрическая | 4260 (4080) | ||
| Тепло, отпускаемое на теплофикацию, МВт (Гкал/ч) | 105 (90) | 130 (112) | 230 (200) |
| Коэффициент полезного действия | |||
| -брутто | 35.1 | 35.6 | 35.2 (36.8) * |
| -нетто | 33.5 | 34.0 | 33.3 (34.7) * |
| Топливо | UO2 | UO2 | UO2, Mox |
| Теплоноситель | Вода | Вода | Вода |
| Замедлитель и отражатель | Графит | Графит | Графит |
| Температура питательной воды, °С | |||
| Проектный срок службы, лет | |||
| Внутренний диаметр контайнмента, м | 55.5 | 56.5 | |
| Количество сепараторов пара, шт. | |||
| Расход теплоносителя через реактор, т/ч | |||
| Паропроизводительность, т/ч | 8600 (8270) * | ||
| Давление пара в сепараторах, ата | |||
| Давление в напорных коллекторах, МПа | - | - | 9.1 |
| Среднее паросодержание на выходе из реактора масс, % | 19.7 | 23.3 | 27.9 (26.9) * |
| Температура теплоносителя на входе, °С | 265.6 | ||
| Максимальная мощность канала, кВт | 3423 (3325) * | ||
| Расход теплоносителя в канале максимальной мощности, т/ч | 12.5 | 11.5 | 25.6 |
| Максимальное паросодержание на выходе из канала масс, % | 44.3 | 40.6 (39.4) * |
Продолжение табл. 1.10
| Характеристика | МКЭР-800 | МКЭР-1000 | МКЭР-1500 |
| Высота активной зоны, м | |||
| Диаметр активной зоны, м | 12.1 | ||
| Шаг технологической решётки ТК, мм | 235´235 | 235´235 | 250´250 |
| Количество технологических каналов | |||
| Количество каналов системы управления и защиты | |||
| Количество каналов охлаждения отражателя | |||
| Обогащение топлива, % 5U | 2.4 | 2.0¸2.4 | 2¸3.2 |
| Средняя глубина выгорания выгружаемого топлива, МВт сут/кг | 26¸28 | 30 ¸ 45 | |
| Максимальная температура графита, °С | |||
| Максимальная температура трубы топливного канала, °С | 300°С | ||
| Максимальная температура топлива, °С | 1300 (1263) * | ||
| Расход электроэнергии на собственные нужды, % | 4.5 | 4.5 | 5.4 |
Паровой коэффициент реактивности, 
| -2.8 | -1.3 | -0.8 |
Мощностной коэффициент реактивности, 
| -1.6·10-3 | -7.1·10-4 | -3.3·10-4 |
Температурный коэффициент топлива, 
| -3.2·10-3 | -3.4·10-3 | -3.3·10-3 |
| Температурный коэффициент графита,
| 7.0·10-3 | 9.2·10-3 | 9.0·10-3 |
Рис.. 1.23 Поперечный разрез МКЭР-1000 (МКЭР-800)
1 - контайнмент; 2 – бак системы пассивного расхолаживания (СП)Р;
3 – кран мостовой; 4 –разгрузочно-загрузочная машина (РЗМ); 5 – помещение паропроводов; 6 – реакторный зал; 7 – барабан-сепаратор; 8 – короб системы контроля герметичности оболочек твэлов (КГО);
9 – пароводяная коммуникация; 10 – напорный трубопровод; 11 – раздающий коллектор; 12 - коммуникация водяная; 13 – реактор.
Рис. 1.24 Принципиальная схема петель циркуляционного контура
РУ МКЭР-1000 (МКЭР-800), подсоединенных к одному сепаратору пара
1 - реактор; 2 - топливный канал; 3 – пароводяные коммуникации (ПВК);
4 – бак системы пассивного расхолаживания (СПР); 5 - отсечной клапан с гидроприводом; 6 - паропровод; 7 - питательные трубопроводы; 8 - сепаратор пара;
9 - насос струйный; 10 - перегородка; 11 - напорный трубопровод; 12 - коллектор распределительный; 13 - перемычки; 14 - водяная коммуникация.
Реакторные установки с МКЭР-800 и МКЭР-1000 включают в себя реактор соответствующей мощности, циркуляционный контур с входящим в него оборудованием и системы, обслуживающие реакторную установку. Циркуляционный контур состоит из 8 разделенных по воде пополам перегородками барабан-сепараторов (БС) с присоединенными к ним 32 циркуляционными петлями (по четыре петли на БС). Циркуляционные петли одного БС (Рис. 1.24) объединены по воде перемычками, то есть циркуляционный контур МКЭР-1000 (МКЭР-800) состоит из 16 независимых по воде петель. Такая компоновка позволила сократить максимальные диаметры трубопроводов циркуляционного контура до 300 мм. Проведенные исследования теплогидравлических параметров РУ с МКЭР-800 и МКЭР-1000 показали, что тепловая мощность реактора до 2450 МВт может сниматься теплоносителем в режиме естественной циркуляции теплоносителя, интенсифицируемой струйными насосами (инжекторами) с 1580 шестиметровых тепловыделяющих сборок, аналогичных сборкам РБМК-1000. Увеличение мощности реактора до 3000 МВт (МКЭР-1000) потребовало от разработчиков для обеспечения приемлемого режима охлаждения активной зоны:
- увеличения количества топливных каналов до 1824 штук;
- интенсификации теплообмена в ТК за счет применения дистанционирующих решеток с интенсификаторами теплообмена, аналогичных применяемым на энергоблоках с РБМК-1500;
- дросселирования ТК, находящихся на периферии активной зоны.
Из проведенных исследований следует, что тепловую мощность реактора, равную 3000 МВт, по технико-экономическим показателям можно считать предельной, которую целесообразно снимать естественной циркуляцией теплоносителя, интенсифицируемой водо-водяными струйными насосами. Поэтому в реакторе большей мощности МКЭР-1500 активную зону предполагается охлаждать при работе энергоблока на мощности принудительной циркуляцией теплоносителя, развиваемой циркуляционными насосами.
Естественная циркуляция в МКЭР-800 и МКЭР-1000 интенсифицируется струйными водо-водяными насосами (инжекторами). Инжекторы устанавливаются на каждую опускную трубу, по которым отсепарированная циркуляционная вода отводится из сепаратора. Из инжектора вода под давлением примерно 7.06 МПа в МКЭР-800 и примерно 6.86 МПа в МКЭР-1000 поступает в раздаточный коллектор, из которого по водяным коммуникациям раздаётся по топливным каналам. Создание в инжекторе дополнительного напора, равного примерно 0.2 МПа в МКЭР-800 и примерно 0.4 МПа в 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.
На трубопроводах, отводящих пар из реактора и подводящих в реактор питательную воду, устанавливаются быстродействующие отсечные задвижки (БЗОК), 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 так же перегрузочный комплекс размещаются в контайнменте внутренним диаметром не более 55.5 м. 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.
Перегрузка топлива и изотопной продукции может осуществляться как на остановленном, так и на работающем реакторе разгрузочно-загрузочной машиной, входящей в состав перегрузочного комплекса, без снижения мощности.
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 (ЦЗ).
Для сохранения целостности внутренней защитной оболочки в случае тяжелой запроектной аварии предусмотрена пассивная система сброса давления с фильтрацией (ССДФ). В случае превышения проектной величины давления в защитной оболочке РУ парогазовая смесь через разрывную мембрану поступает в ССДФ. Система обеспечивает как конденсацию пара, так и задержку твердых радионуклидов продуктов деления (цезий, барий, рутений, стронций, …) и актиноидов (плутоний, уран) 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.
Для обоснования безопасности реакторных установок с МКЭР-800 и МКЭР-1000 исследовались переходные процессы, вызываемые отказами оборудования, проектные аварии, в том числе и вызываемые разрывами трубопроводов и запроектные аварии.
Проведенные исследования переходных процессов, проектных аварийных режимов показали, что все теплотехнические параметры, определяющие безопасность реакторной установки, изменяются в допустимых пределах.
Расчет индивидуальных доз облучения населения на различном расстоянии от АЭС (от 100 м до 3 км) показал, что в проектных авариях в наихудшем случае индивидуальные дозы облучения критической группы населения на расстоянии 100 м от АЭС (см. табл. 1.11) практически в 100 раз ниже нормативных критериев (табл. 1.12).
Таблица 1.11
Оценка индивидуальной дозы облучения критической группы населения при максимальной проектной аварии при высоте выброса 0 м
| Расстояние от источника выброса, м | Доза облучения, сЗв (бэр) | |
| Всего тела от облака и загрязненной поверхности земли за 1 год после аварии | Щитовидной железы ребенка при ингаляции | |
| 5.70 10-3 | 4.90 10-2 | |
| 1.67 10-3 | 1.45 10-2 | |
| 8.3710-4 | 7.19 10-3 | |
| 3.48 10-4 | 2.99 10-3 | |
| 1.09 10-4 | 9.32 10-4 | |
| 1.88 10-5 | 1.62 10-4 |
Таблица 1.12
Дозовые пределы облучения критической группы населения при проектных и запроектных авариях на границе санитарно-защитной зоны (СЗЗ) и зоны планирования защитных мероприятий (ЗПЗМ)
| Облучаемый орган | Тип аварии | |
| Проектная (на границе СЗЗ) | Запроектная (на границе ЗПЗМ) | |
| Дозовый предел, сЗв (бэр) | ||
| Все тело | 0.5 | 0.5 |
| Щитовидная железа | 5.0 | 5.0 |
АЭС с РУ МКЭР-1000 (МКЭР-800) спроектирована таким образом, что радиационное воздействие на население, вызванное аварийными выбросами радиоактивных веществ в окружающую среду за пределами зоны планирования защитных мероприятий не требует эвакуации и переселения населения..
Основные технические характеристики реактора МКЭР-1500 (рис. 1.25) приведены в табл. 1.10. Реактор, циркуляционные петли, перегрузочный комплекс, а также большинство обслуживающих реактор систем, влияющих на безопасность, размещаются внутри герметичного контайнмента, рассчитанного на аварийное избыточное внутреннее давление 0.15 МПа.
Компоновочные решения по контуру циркуляции, позволившие разместить РУ внутри контайнмента:
· контур циркуляции, состоящий из 4 петель с тремя работающими насосами в каждой петле (принципиальная схема петли показана на Рис. 1.26);
· помещения ГЦН размещены под помещением РГК;
· коллекторы РГК Ду300 повернуты навстречу друг другу и их общее количество – 32 штуки;
· максимальные диаметры коллекторов и трубопроводов циркуляционных петель приняты соответственно Ду600 и Ду500;
· разводка трубопроводов системы САОР выполнена по торцам помещений РГК.
Под реактором организован бассейн-локализатор, предназначенный для сброса в него парогазовой смеси из РП при разрыве ТК и для защиты контайнмента от превышения давления. Последнее обстоятельство дает возможность применить при сооружении контайнмента обычный железобетон (без создания предварительно напряженной конструкции), что облегчает строительство, в частности организацию проходок через контайнмент, и снижает стоимость сооружения.
Внутренний диаметр контайнмента составляет ~ 56.5 м. Компоновка оборудования обеспечивает доступность внутренней оболочки контайнмента для осмотра, диагностики и ремонта. В верхней части контайнмента размещаются баки, внутри которых установлены теплообменники системы пассивного расхолаживания реактора. Запас воды в баках рассчитан на длительное охлаждение активной зоны в условиях полного обесточивания станции (в течение не менее 72 ч.).
Графитовая кладка выполнена аналогично кладке реактора 5-го энергоблока Курской АЭС, в которой необходимое уран-графитовое соотношение достигается за счет "обрезки" углов графитовых блоков кладки.
Дополнительно, на стадии проектирования, были реализованы следующие технические решения, повышающие безопасность реактора:
· топливные каналы каждой половины активной зоны реактора подключены в шахматном порядке к двум сепараторам. При авариях с разгерметизацией контура на одной петле создаются условия для охлаждения твэлов в каналах аварийной петли за счет естественной перетечки тепла к каналам других петель, не потерявшим охлаждение;
· паросбросные устройства реакторного пространства рассчитаны на расход пара, образующегося при разрыве топливных каналов одного РГК циркуляционной петли без превышения допустимого давления в реакторном пространстве.
Рис. 1.25 Поперечный разрез реакторной установки МКЭР‑1500
1 - контайнмент; 2 – бак системы пассивного расхолаживания (СПР);
3 - разгрузочно-загрузочная машина (РЗМ); 4 - барабан-сепоратор; 5 – короб системы контроля герметичности оболочек твэлов (КГО);
6 - коммуникация пароводяная; 7 - реактор; 8 - трубопровод опускной;
9 - коллектор всасывающий; 10 – раздаточный групповой коллектор (РГК); 11 - колектор напорный; 12 - комуникация водяная; 13 – главный циркуляционный насос (ГЦН); 14 - бассейн-барботер.
Рис. 1.26 Принципиальная схема петли циркуляционного контура РУ МКЭР-1500
1 – реактор; 2 – топливный канал; 3 – барабан-сепаратор; 4 – бак системы пассивного расхолаживания (СПР); 5 – быстродействующее редукционное устройство (БРУ); 6 – главный предохранительный клапан (ГПК); 7 – паропроводы;
8 – контайнмент; 9 – трубопровод подачи питательной воды; 10 – пароводяной трубопровод; 11 – всасывающий коллектор; 12 – всасывающий трубопровод;
13 – циркуляционный насос; 14 – напорный трубопровод; 15 – напорный коллектор;
16 – раздаточный коллектор; 17 – трубопровод водяной коммуникации; 18 –запорно-регулирующий клинок; 19 – расходомер.
Важной составляющей себестоимости электроэнергии, 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 – 19.4 г U(МВт×ч(э)) при отвале 0,25% 235U. Отметим, что расход природного урана в энергоблоках с МКЭР‑1500 меньше чем в существующих канальных реакторах РБМК в 1,35 раза и примерно в 1,49 раза меньше чем в реакторах ВВЭР‑1000.
В современном проекте корпусного реактора EPR-1600, принятом для сооружения в Финляндии, при обогащении 5 % и выгорании 60 МВт·сут/кг и при отвале 0.25% 235U расход природного урана составляет 20 г U(МВт×ч(э)), что на 3 % больше чем в реакторе МКЭР – 1500 с начальным обогащением топлива 2.4 %. В случае перехода МКЭР – 1500 на топливо с обогащением 3.2 % расход природного урана составит 17.8 г U(МВт×ч(э)), что на 10 % меньше чем в реакторе EPR ‑ 1600. При достижении коэффициента полезного действия (нетто) равного 34.7 % расход природного урана составит 18.6 г U(МВт×ч(э)) и 17.0 г U(МВт×ч(э)) при обогащении 2.4 % и 3.2 %, соответственно.
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 радионуклидов технического и медицинского назначения, осуществлять процесс радиационного модифицирования различных материалов. В РУ МКЭР-1500 предусмотрено 4 облучательных установки, расположенных в зоне бокового отражателя по главным осям реактора в специальных каналах.
Кроме того, в топливных каналах и каналах СУЗ может производиться наработка следующей изотопной продукции для промышленности и медицины:
• кобальт-60 с удельной активностью 90 ÷ 100 Ки/г;
• углерод-14 с удельной активностью > 3 Ки/г;
• сера-35;
• кальций-45;
• цинк-65;
• селен-75;
• иридий-192 и ряд других изотопов.
Оценочные экономические расчеты показывают, что только радиационное легирование кремния в каналах для модифицирования материалов снижает себестоимость электроэнергии, примерно на 20 %.
Анализ нарушений нормальных условий эксплуатации и аварийных режимов МКЭР-1500 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 МКЭР-1500 равна ~ 10-6 1/реакт.ּгод, а вероятность крупного выброса активности во внешнюю среду ~ 10-7 1/реакт.ּгод.
