А.Я.
Благовещенский, Л.Б. Гусев, Военно-Морской
Политехнический Институт, ВУНЦ ВМФ
«Военно-Морская Академия»
Широкий
спектр региональных особенностей состояния и перспектив развития экономики,
включая показатели надежности и живучести конкретных систем энергоснабжения,
вызывают необходимость разработки мощностного ряда отечественных атомных энергоблоков.
Известно,
что энергоблоки с ВВЭР-1000(1200) по местным условиям не смогут быть
использованы в качестве замещающих мощностей ВВЭР-440 на Кольской АЭС. Особое
место занимает положение дел с энергоблоком ВВЭР средней мощности.
Необходимость его создания была определена после Чернобыльской аварии, в
результате чего был разработан проект реакторной установки (РУ) ВВЭР-640
(Рис.1).
Рис. 1 Реакторная установка
ВВЭР-640
Существо
проекта, основой которого являлось снижение в
̴ 1,5 раза мощности РУ с ВВЭР-1000 при сохранении конструкций основного
оборудования I контура, было направлено на
повышение показателей надежности безопасности и живучести энергоблока с
одновременным снижением возмущения, вносимого в энергосистему при его аварийном
останове.
Уменьшенная удельная энергонапряженность активной зоны
по сравнению с ВВЭР-1000 смягчала прохождение штатных и аварийных динамических
режимов, а при запроектной аварии исключалось проплавление днища реактора.
Возрастание стоимости установленного киловатта в то
время не являлось определяющим фактором, приоритет отдавался повышению
безопасности АЭС. ОКБ «Гидропресс» был выполнен проект РУ с ВВЭР-640, АЭП СПб
разрабатывал проект АЭС с проведением экспериментальных работ в НИТИ им.А.П.Александрова, на площадке которого энергоблок должен был быть введен в действие.
Но этого не произошло из-за отсутствия финансирования проекта. По мере
преодоления послечернобыльского шока стали меняться приоритеты развития атомной
энергетики. Главенствующее место заняла экономика. Проект ВВЭР-640 был
забракован из-за дороговизны и вопрос создания энергоблока с ВВЭР средней мощности
«завис» на долгие годы.
Перспектива создания реакторов средней
мощности на базе ВВЭР-600 (ОКБ «Гидропресс)
Рис. 2 Реакторная установка
ВВЭР-600
Эта
проработка сохраняет консервативную разветвленную многопетлевую компоновку I контура (с уменьшением числа петель до 2-х) с
горизонтальными парогенераторами, имеющую полувековой «опыт», начиная с
ВВЭР-210 на Нововоронежской АЭС. Перспектива создания энергоблоков с ВВЭР
средней мощности должна опираться на новые технологические решения. В этом
плане предпочтительным является направление, получившее широкую апробацию в
корабельной ядерной энергетике [А.Я.Благовещенский, С.М.Бор, В.Н.Митюков
«Корабельные ядерные энергетические технологии в решении проблемы надежности
безопасности и живучести АЭС России», ж. «Технология обеспечения жизненного
цикла ЯЭУ», изд. НИТИ, №1, 2015]. Оно характеризуется блочной компоновкой РУ,
исключающей длинные трубопроводы I контура, а
также использованием сочетания прямоточного парогенератора с активной зоной
ВВЭР, имеющей отрицательный температурный коэффициент реактивности. Эти
качества заложены в проектных предложениях «ОКБМ Африкантов» ВБЭР-600 (Рис.3).
Рис. 3 Реакторная установка
ВБЭР-600
В
таком энергоблоке:
-
максимально используется эффект саморегулирования реактора с возможностью
управления мощностью реактора расходом питательной воды, при этом резко
упрощаются задачи системы СУЗ;
-
обеспечивается маневренность энергоблока, учитывая необходимость участия объектов
атомной энергетики в графиках нагрузок;
-
четко организованная теплогидродинамика прямоточных элементов выемной
поверхности нагрева парогенератора (ПГ) обеспечивает ее высокую
энергонапряженность и компактность РУ;
-
поддержание постоянной средней температуры теплоносителя I
контура при изменении мощности (с целью улучшения прочностных условий для
оборудования I контура, облегчения работы компенсатора давления (КД) и
минимального влияния на реактивность активной зоны) не требует изменения
давления II контура.
С учетом опыта корабельной ядерной
энергетики могут быть реализованы и другие прогрессивные решения, в частности,
переход к интегральной моноблочной компоновке с исключением выносного КД и
использованием для компенсации изменения объема теплоносителя I контура подкрышечного объема реактора в варианте
парогазового КД. Такой проект ВПБЭР-600 (Рис.4) был разработан «ОКБМ
Африкантов».
Рис. 4 Реакторная установка
ВПБЭР-600
1.
Верхний блок 2. Привод СУЗ 3. Уровнемер 4. Крышка реактора 5. Корпус реактора
6. Теплообменник-конденсатор 7. Парогенератор 8. Блок тягово-соединительных
устройств 9. Шахта внутриреакторная 10. Активная зона 11.
Подвеска ионизационной камеры 12. Электронасос
Он
отличался повышенной безопасностью не только за счёт саморегулирования,
проявляющегося в самозащищённости от неконтролируемого повышения мощности, но и
за счёт исключения аварий большой и средней течи. Простая геометрия I контура обеспечивала высокий уровень естественной
циркуляции теплоносителя (ЕЦТ), необходимый для отвода остаточных
тепловыделений активной зоны во всех аварийных ситуациях. В одном из вариантов
проекта было предложено пионерское для отечественной практики решение –
применение главных циркуляционных насосов, встроенных в днище реактора (получившее
широкое распространение в западных проектах корпусных кипящих реакторов BWR).
Дополнительная защита обеспечивалась размещением реакторного моноблока в страховочном
корпусе. Но и этот проект остался на бумаге.
Перспективной с точки зрения авторов является гибридизация
технических решений: достижения «ОКБ Гидропресс» в усовершенствовании ВВЭР,
включая спектральное регулирование для увеличения коэффициента воспроизводства
ядерного топлива, с уникальным опытом «ОКБМ Африкантов» в корабельной ядерной
энергетике по прямоточным ПГ, а также по блочным и интегральным компоновочным
решениям РУ. В своё время, предприятия Минсредмаша активно применяли успешные
разработки коллег. В проектах корабельных РУ с жидкометаллическим теплоносителем
«ОКБМ Африкантов» и ОКБ «Гидропресс» использовался один и тот же парогенератор
МП-7 разработки ОКБ «Гидропресс».
Натурную отработку энергоблока с ВВЭР средней
мощности, использующего прогрессивные технические решения, отработанные в
корабельных ЯЭУ, целесообразно осуществить в НИТИ им.А.П.Александрова,
обладающего огромным опытом в этой области.
