Назначение и параметры

В настоящее время разрабатываются две модели:

СВБР-100^[2] — для использования в составе региональных электростанций мощностью 100—400 МВт.

СВБР-10^[3] — для использования на труднодоступных территориях с неразвитой инфраструктурой для тепло- и энергоснабжения, а также опреснения воды. Размещается в транспортабельном реакторном блоке (ТРБ) — герметичном реакторном отделении заводского изготовления.

1. Описание концептуальных решений БГР-300

   1. Общие характеристики концепции БГР-300

Быстрый Газоохлаждаемый Реактор (БГР) электрической мощностью 300 Мвт является опытно-промышленным прототипом реакторов нового типа /24, 25/. Реакторная установка БГР-300 должна была обеспечить отработку основных научно­технических решений по гелиевому бридеру, чтобы достаточно уверенно экстраполировать результаты на АЭС мощностью 1200 - 1600 МВт (э). При разработке проекта, строительстве и эксплуатации установки БГР-300 планировалось:

1. провести отработку гелиевой технологии на крупномасштабных стендах;

2. разработать проект твэлов, тепловыделяющих сборок и провести их ресурсные испытания в петлях экспериментальных реакторов;

3. провести испытания в рабочих условиях конструкционных материалов;

4. стендовую отработку газодувок;

5. стендовую отработку систем перегрузки;

6. провести исследования вопросов воспроизводства ядерного горючего с обоснованием оптимального процесса перегрузки топлива и отработки необходимого для этого оборудования;

7. провести стендовые нейтронно-физические исследования.

В процессе сооружения и эксплуатации БГР-300:

1. провести массовые ресурсные испытания твэлов и ТВС;

2. в процессе длительной эксплуатации провести испытания всего оборудования;

3. отработать режимы эксплуатации установки и ее оборудования;

4. изучить вопросы обеспечения безопасности, живучести, пригодности к ремонту и др.;

5. продемонстрировать работоспособность технологии БГР в целом.

В основу конструкции опытно-промышленной реакторной установки БГР-300 были положены те же принципиальные решения, что и для АЭС большой мощности:

1. применение ПНЖБ;

2. интегральное размещения основного оборудования контура теплоносителя;

3. многопетлевая с глубоким резервированием схема циркуляции теплоносителя, используемая как в режимах нормальной эксплуатации, так и в аварийных ситуациях;

4. секционирование основного теплотехнического оборудования контура теплоносителя (парогенераторы, теплообменники расхолаживания) и возможность его замены при ремонтах;

5. промежуточный перегрева пара гелием;

6. применение высокоскоростных газодувок с электроприводом и регулируемым числом оборотов;

7. размещение реакторной установки под защитной оболочкой, рассчитанной на удержание (в случае аварийной разгерметизации первого контура) газа при давлении, обеспечивающем возможность расхолаживания реактора;

8. выполнение требований нормативной документации, безопасности и обеспечение надежной эксплуатации АЭС. Основные проектные характеристики блока АЭС с БГР-300 приведены в таблице 12.

Таблица 12. Основные характеристики блока АЭС с реактором БГР-300

Характеристика	Размерность	Величина
Тепловая мощность	МВт	810
Выходная мощность	МВт	300
Давление гелия	МПа	16,0
Температура гелия на входе/на выходе	°С	260/630
Давление острого пара	МПа	17,0
Температура пара	°С	535
Тип твэла	-	Стержневой
Топливо активной зоны	-	(U+Pu)02
Топливо БЗВ и ТЗВ	-	UO2

Проектом реакторной установки предусмотрено, что все основное оборудование первого контура размещено внутри многополостного корпуса из ПНЖБ, который, в свою очередь, вместе с остальным оборудованием заключен в герметичную защитную оболочку. Конструктивная схема реакторной установки приведена на рисунке 21. Она включает в себя собственно реактор, размещенный в центральной полости корпуса, четыре парогенератора с основными газодувками и четыре автономные петли расхолаживания при аварийной разгерметизации корпуса. Каждая автономная петля расхолаживания включает теплообменник расхолаживания, инжектор и вспомогательную газодувку с электроприводом. Это оборудование также размещается в соответствующих вертикальных шахтах вокруг центральной полости. Главные и вспомогательные газодувки представляют собой центробежные компрессоры вертикального исполнения с консольно размещенными на одном валу с ними электродвигателями с регулируемым числом оборотов. Особенностью конструкции корпуса, определяемой опытно-промышленным характером АЭС, является размещение крышки над центральной полостью для обеспечения при необходимости замены компонентов активной зоны. Паротурбинная часть АЭС включает в себя четыре парогенератора с промежуточным газовым перегревом пара, паровую турбину, электрогенератор, конденсатор, конденсатные и питательные насосы, регенеративные подогреватели и другое оборудование, обычное для машинных залов АЭС. Большое внимание при разработке проекта реакторной установки БГР-300 уделялось вопросам безопасности. Рисунок 21. Конструктивная схема реакторной установка БГР-300

1. - корпус реактора; 2 - крышка реактора; 3 - запорное устройство; 4 - теплообменник; 5 - активная зона; 6 - привод СУЗ; 7 - газодувка вспомогательная; 8 - газодувка основная; 9 - парогенератор