Зорин В.М. Атомные электростанции

контурная схема, и паротурбинная установка может эксплуатироваться в обычных условиях, т.е. в отсутствие радиоактивности, обусловленной работой реактора. В-третьих, сравнительно невысокая температура воды позволяет использовать в качестве оболочек тепловыделяющих элементов циркониевые сплавы, обладающие малым сечением поглощения нейтронов.

В то же время для того, чтобы кипение воды отсутствовало, требуется высокое давление в корпусе реактора и, как следствие, значительная толщина его стенки. Двухконтурная схема является более сложной по сравнению с одноконтурной, требует большего числа оборудования. Ограничение температуры воды на выходе из реактора приводит к сравнительно невысокому КПД преобразования энергии в паротурбинном цикле.

Основные особенности реактора типа ВВЭР следующие.

1.Наличие корпуса — стального толстостенного сосуда, в котором размещаются активная зона, экран тепловой защиты, устройства контроля за основными параметрами (тепловым потоком, температурой, потоком нейтронов), устройства распределения теплоносителя по каналам (кассетам) и органы системы управления и защиты (СУЗ). Именно возможности промышленности по изготовлению корпуса с определенным диаметром и толщиной стенки ограничивают единичную мощность реактора и блока АЭС.

2.Использование в качестве теплоносителя и замедлителя нейтронов воды, широко распространенного в природе вещества. Благодаря хорошим замедляющим свойствам воды удается сравнительно плотно разместить твэлы в активной зоне, оставляя при этом достаточное проходное сечение между ними (отношение объемов воды и топлива

вактивной зоне равно примерно двум). Большой расход воды через реактор реализуется при сравнительно малом перепаде давления. Упрощается конструкция реактора, появляется возможность создания

3

высоких энерговыделений — 100 МВт/м и более.

3. Применение оксидного уранового топлива (UО ) с температу-

2

рой плавления 2780 °С и циркониевого сплава для оболочек твэлов с допустимой температурой по условиям длительного взаимодействия с топливом и водой, равной 350—400 °С, выше которой резко ухудшаются пластические свойства сплава.

4. Динамическая устойчивость потока нейтронов в реакторе. Она обеспечивается большими отрицательными значениями температур-

ного и мощностного эффектов реактивности* в процессах разогрева

*

Эффект реактивности при изменении какого-либо параметра есть произведение коэффициента реактивности α = ∂ρ / ∂x на абсолютное изменение этого параметра x; здесь

xx

ρ— реактивность, x — параметр: температура, плотность, мощность или другой.

x

141

Рис. 10.3. Принципиальная тепловая схема (а) и t, Q-диаграмма (б) паропроизводительной установки АЭС с ВВЭР:

1 — реактор; 2 — парогенератор; 3 — циркуляционный насос; 4 — пар на турбину;

5 — питательная вода от паротурбинной установки

и вывода на мощность. В то же время отрицательная температурная реактивность и периодическая перегрузка топлива приводят к тому, что реактор в холодном состоянии в начале кампании имеет значительную избыточную реактивность (примерно 20 %), что требует большого числа компенсирующих органов СУЗ и введение раствора поглотителя нейтронов (борное регулирование реактивности).

Для реакторов ВВЭР принят режим эксплуатации в виде трех частичных перегрузок топлива за кампанию длительностью три года. При каждой перегрузке твэлы со свежим топливом загружаются на периферию активной зоны, из нее проработавшие один год твэлы перегружаются в промежуточную кольцевую часть, из центральной части извлекаются твэлы, отработавшие в реакторе три года. Ежегодное обновление одной трети топливной загрузки создает необходимый запас реактивности для работы реактора в течение года.

Реакторы РWR (США) по своим характеристикам принципиально не отличаются от отечественных ВВЭР (см. табл. II.1).

Основные пути повышения конкурентоспособности АЭС — это увеличение единичной мощности элементов оборудования, что позволяет снизить удельную стоимость энергоблока, и повышение КПД преобразования энергии. Последнее возможно при увеличении параметров пара.

На рис. 10.3 представлены структурная схема ППУ с реакторами типа ВВЭР и ее t, Q-диаграмма. Подогрев воды в реакторе условно показан штрихпунктирной линией, а ее охлаждение в парогенераторе — сплошной. Применяются парогенераторы без выделенного водяного экономайзера и без начального перегрева пара. Подогрев

142

питательной воды от температуры на входе t до температуры насы-

п.в

щения t осуществляется за счет конденсации части генерируемого

s

пара (Q — тепловая мощность экономайзера): на t, Q-диаграмме

эк

этот процесс изображен штриховыми линиями.

Для ППУ с реакторами типа ВВЭР параметры пара определяются материалом оболочки твэлов (сплав циркония с ниобием с допустимой температурой, принимаемой в настоящее время равной 350 °С), условиями передачи теплоты от тепловыделяющих элементов реактора, при которых отсутствует развитое кипение воды, а также выбранными значениями других управляемых параметров (см. § 10.1).

Изменение характеристик ППУ с реактором типа ВВЭР, начиная

спервого проекта 1955 г. и заканчивая ВВЭР-1200, можно проследить по табл. 10.1. Из приведенных данных видно, как повышались давление в реакторе и удельные тепловые потоки, как изменялись температурный запас до кризиса кипения, подогрев воды в реакторе и другие управляемые параметры, повышалось давление генерируемого насыщенного пара.

Внастоящее время идет процесс эволюционного совершенствования энергоблока на базе реакторов типа ВВЭР. Интенсивно разрабатывается проект «АЭС-2010», в котором, в частности, предусматривается увеличение мощности (брутто) энергоблока до 1300 МВт, давления во втором контуре до 7,35 МПа, электрического КПД — более 37 %. Ведется разработка и других типов реактора с водным теплоносителем, в том числе и при сверхкритическом давлении. Это открывает новые перспективы в развитии ядерной энергетики. Как отмечалось в [1], такой путь уже прошла обычная энергетика.

ВРоссийском научном центре «Курчатовский институт» (РНЦ КИ) теоретические, экспериментальные и предпроектные исследования применительно к реактору ВВЭР-СКД для АЭС велись

с60-х годов прошлого века. Рассматривались различные варианты реактора для энергоблоков мощностью от 100 до 1800 МВт (электрических). Главной особенностью этих работ является использование резкого изменения плотности воды при сверхкритическом давлении

взоне псевдофазового перехода при температуре 375—385 °С (рис. 10.4). Это позволяет поддерживать критичность активной зоны изменением спектра нейтронов. Если температура теплоносителя по каким-либо причинам увеличилась, это приведет к уменьшению его плотности и ухудшению замедляющей способности. Спектр нейтронов станет более жестким (возрастет средняя скорость нейтронов), характеристики деления топлива ухудшатся, уменьшится выделяемая мощность, и температура восстановится. При снижении темпе-

143

Рис. 10.4. Изменение плотности воды в зависимости от температуры при давле-

нии 23,6 МПа

ратуры картина обратная: спектр нейтронов становится более мягким, мощность реактора и температура воды увеличатся. Как видно, здесь используются элементы внутренне присущей (естественной) безопасности реактора, а именно — свойства воды при сверхкритическом давлении.

По мере выгорания топлива в ходе кампании предполагается переходить к более мягкому спектру нейтронов, уменьшая температуру теплоносителя и изменяя значение его подогрева в реакторе;

пании показаны на рис. 10.4. При этом мощности реактора и турбогенератора сохраняются номинальными. Использование сдвига спектра нейтронов позволяет избежать введения значительной массы поглотителей для компенсации избыточной реактивности в начале кампании, отказаться от борного регулирования, внедрить более экономичный топливный цикл с повышенным коэффициентом воспроизводства.

Были выполнены проработки парогенераторов для блока ВВЭРСКД с петлевой и интегральной компоновками оборудования первого контура. На рис. 10.5 показан один из вариантов t, Q-диаграммы ППУ энергоблока мощностью 500 МВт с прямоточными модульными парогенераторами, размещаемыми в корпусе реактора. В ходе кампании с изменением параметров теплоносителя и температуры

перегретого пара t изменяется паропроизводительность установки

п

145

при неизменной мощности реактора; к концу кампании реактора она увеличивается примерно на 13,5 %.

Для оболочек твэлов предполагается использовать сталь специальной марки с допустимой температурой не менее 500 °С.

Переход на сверхкритическое давление воды в реакторе имеет ряд положительных моментов.

1.Повышение температуры теплоносителя до 378—380 °С позволяет снизить его удельный расход за счет резкого увеличения энтальпии в зоне псевдофазового перехода, что обеспечивает преимущество при организации циркуляции в первом контуре. Однофазность теплоносителя также снимает основные проблемы организации надежной циркуляции при создании ППУ с интегральной компоновкой.

2.Как показали расчеты, давление в парогенераторе целесообразно повысить до 9—11 МПа, что ведет к повышению КПД преобразования энергии до 38 %.

3. Увеличение температурных напоров в парогенераторе (см. рис. 10.5) приводит к уменьшению площади поверхности нагрева и вносит вклад в снижение удельного расхода металла на паропроизводительную установку. Меньшим будет расход металла и на изготовление корпуса реактора. По сравнению с ВВЭР той же мощности диаметр корпуса будет меньше при примерно той же толщине стенки благодаря возможности повышения теплонапряжения активной зоны ввиду отсутствия кризиса теплообмена при сверхкритическом давлении. В случае же сохранения габаритных размеров корпуса возможно увеличение мощности реактора ВВЭР-СКД и энергоблока, что также улучшает его экономические показатели.

146

4. Значительно повышается безопасность реактора в связи

сотсутствием возможности возникновения кризиса кипения, с отказом от борного регулирования, с уменьшением или отказом от компенсирующих начальную избыточную реактивность поглотителей.

5.Более простым может быть водный режим первого контура, так как отказ от борного регулирования делает излишним введение щелочи в воду.

Выполненные в России разработки показали, что мощностной ряд ВВЭР-СКД — 100—2000 МВт (эл.) может закрыть весь спектр требований к атомным электростанциям, размещаемым в промышленно развитых и отдаленных районах, вблизи больших городов и т.п.

В настоящее время работы по реактору ВВЭР-СКД возобновлены. Предпочтение отдано двухконтурной схеме с интегральной компоновкой оборудования первого контура и с естественной циркуляцией теплоносителя в корпусе реактора (см. [13], а также § 25.5).

Проработаны варианты с максимальной температурой теплоносителя 395 °С, с быстрорезонансным спектром нейтронов в начале кампании и со сдвигом в тепловую область в ее конце, а также 427 °С,

сбыстрорезонансным спектром в течение всей кампании. Обеспечиваются высокая безопасность реакторной установки и лучшие экономические показатели, чем у эксплуатируемых сегодня. Электрический КПД энергоблоков с такими реакторами превышает 41 %, коэффициент воспроизводства ядерного горючего (см. гл. 11) — 0,9—0,95. По этому типу реактора Россия сохраняет свое лидерство.

Международное сотрудничество по созданию реакторов нового поколения реализуется в рамках Международного форума Generation-IV. Основой работы является международная программа Generation-IV. Ее цель — разработка нового поколения ядерно-энер- гетических систем, которые конкретизируются как реактор и топливный цикл от добычи урана до захоронения отходов. На совещании форума в Токио в 2002 г. завершен выбор ядерно-энергетических систем для дальнейшей разработки, в число которых вошел и легководный реактор со сверхкритическими параметрами теплоносителя.

Вотличие от описанной в этом параграфе ППУ, здесь предполагаются одноконтурная схема и высокие параметры теплоносителя: рабочее давление 25 МПа, температура на выходе 500—550 °С. Мощность реакторной установки в отечественном проекте ВВЭР-СКД 1500—1700 МВт (эл.). Рассматриваются варианты реакторов на тепловых и на быстрых нейтронах.

147

10.3. О ступенчатой схеме испарения

впарогенераторной установке

ВППУ АЭС с реактором типа ВВЭР рабочий пар вырабатывается в нескольких (в шести на блоках с ВВЭР-440, в четырех — с ВВЭР-1000) парогенераторах, образующих парогенераторную установку (ПГУ). Все парогенераторы ПГУ включены по теплоносителю и рабочему телу параллельно, имеют одинаковые конструктивные и другие характеристики и параметры. А может ли быть иное решение, есть ли альтернатива изменить этот структурный параметр парогенераторной установки?

Одной из серьезных проблем, связанных с парогенераторами, продолжает оставаться коррозия металла теплообменной поверхности и других внутрикорпусных устройств. Так, для парогенераторов ПГВ-1000 известны случаи повреждения теплообменных труб

врезультате коррозионного растрескивания и подшламовой коррозии, коррозионные процессы интенсифицировали развитие трещин

вместах ввальцовки труб в выходном («холодном») коллекторе теплоносителя, что приводило к его разрушению с последующей заменой парогенератора.

Врезультате проводимых работ совершенствуются характеристики парогенератора, корректируются нормы водного режима, повышается надежность работы. Существенный сдвиг в желаемом направлении мог бы произойти в результате резкого снижения содержания примесей в воде парогенераторов. Такое снижение, по крайней мере для трех парогенераторов из четырех для энергоблока с ВВЭР-1000, может дать схема ступенчатого испарения, широко и длительное время используемая в традиционной энергетике. Впервые идея включения парогенераторов АЭС по ступенчатой схеме испарения была предложена проф. Т.Х. Маргуловой [1].

Ступенчатое испарение относится к конструктивным мероприятиям организации водного режима и заключается в разделении парогенерирующего устройства на конструктивно оформленные части (ступени), включенные по воде последовательно. Питательная вода подается в первую ступень. Вода, выводимая из какой-либо ступени, является для нее продувочной, а для следующей ступени — питательной. Вода, выводимая из последней ступени, есть продувочная для всей установки.

В парогенераторной установке АЭС ее отдельные конструктивные элементы — парогенераторы — уже имеются. На рис. 10.6 представлены возможные способы включения четырех парогенераторов, одинаковых по тепловой мощности, подводимой со стороны первого

148

ПГУ

в)

Рис. 10.6. Возможные схемы включения четырех парогенераторов ПГУ АЭС с ВВЭР:

а — включение при параллельной работе; б — классическая схема двухступенчатого испарения с тремя парогенераторами в первой, «чистой», ступени; в — двухступенчатая схема испарения с подачей части питательной воды во вторую, «солевую», ступень и с перекачивающим воду насосом между ступенями

контура [14]. Два из этих способов реализуют двухступенчатую схему испарения. Видно, что подача питательной воды в ПГ1 и ПГ2 на схеме б существенно превосходит их паропроизводительность. За счет этого увеличивается их продувка, составляющая для каждого значение несколько большее, чем одна треть паропроизводительности четвертого парогенератора. В результате значительного воз-

149

растания продувки содержание примесей в воде первых трех парогенераторов резко снизится. При включении по схеме в продувка первых парогенераторов будет несколько меньше, чем в схеме б, но существенно больше, чем в схеме а.

Параметры рабочего тела на входе и выходе каждого парогенера-

ственно питательной воды, генерируемого пара, влаги, уносимой с паром, и продувочной воды в парогенераторе с номером i (i = 1, 2,

вочной воды и уносимой влаги; h ′ — энтальпия воды на линии

пг

насыщения при давлении, которое для всех парогенераторов может

быть принято равным; r — скрытая теплота парообразования; G =

1

Sи S — концентрации какой-либо примеси соответственно в

в i пр i

питательной воде, средняя по водяному объему и в продувочной

воде в парогенераторе с номером i; k — коэффициент распределе-

р

ния примеси (отношение концентраций какой-либо примеси в паре и воде в условиях термодинамического равновесия), зависящий от давления и вида примеси и практически равный для всех парогенераторов; η — коэффициент, учитывающий тепловые потери парогенератором.

Для параллельной схемы включения парогенераторов все параметры с индексом i одинаковы. Для схем двухступенчатого испарения они будут одинаковыми для i = 1, 2, 3, если принять, что парогенераторы с этими номерами образуют «чистую» ступень, и будут другими для парогенератора второй, «солевой», ступени (i = 4).

осреднением h и h в соответствии с расходами воды, поступаю-

sп.в 1

щими в парогенератор второй ступени от парогенераторов первой

150