2.2.3 Реакторы одноконтурных АЭС III Поколения

Наиболее крупными усовершенствованными блоками являются ABWR и ABWR-II (совместный проект японских Hitachi и Toshibа, американской General

Electric), BWR-90 (шведская компания Westinghouse Atom of Sweden), SWR-1000 (французская Framatome ANP), и ESBWR (американская компания General Electric)

[3, 10-12].

Реакторы HSBWR (Hitachi Simplified BWR) и HABWR (medium-size ABWR)

(разработчик – японская Hitachi) представляют собой усовершенствованные реакторы с кипящей водой малого и среднего размеров.

Три реактора типа ABWR (Advanced Boiling Water Reactor) уже функциони-

руют в Японии - два из них были введены в эксплуатацию в 1996 году, третий – в 2004 г. на АЭС Касивазаки Карива.

Совершенствование реакторов BWR направлено на увеличение их безопасности, упрощение эксплуатации и технического обслуживания [3]. Так, в реакторе BWR-90 применены встроенные в корпус циркуляционные насосы и приводы системы и защиты реактора с плавным перемещением. Система безопасности реактора разделена на четыре автономные независимые системы и дублирована [3].

В основу проектов корпусных кипящих реакторов ABWR (Advanced Boiling Water Reactor), и SBWR (Simplified boiling water reactor) положена уже апробиро-

ванная технология BWR. Были приняты проектные решения, относящиеся как к конструкции корпуса реактора и его защитной оболочки, так и системам аварийного охлаждения реактора, контроля и управления, циркуляции теплоносителя. Если в реакторе ABWR используют традиционную для мощных кипящих реакторов принудительную циркуляцию теплоносителя с помощью встроенных в корпус насосов, то в реакторе SBWR применяют естественную циркуляцию.

Проектные характеристики усовершенствованных реакторов типа BWR приведены в таблице 2.4.

Таблица 2.4 Проектные характеристики усовершенствованных реакторов типа BWR [3]

Характеристика BWR-90 ABWRSBWR

1356

17

ESBWR (Economic Simplified Boiling Water Reactor) – корпусный кипящий водо-водяной реактор совместного производства фирм General Electric (США) и Hitachi Nuclear Energy (Япония), единичной мощностью 1520 МВт.

После разработки проекта с реактором SWBR фирма General Electric приступило к проектированию реактора большей мощности, при условии снижения капитальных затрат. Новый тип реактора получил название ESBWR. Реактор типа ESBWR работает с естественной циркуляцией теплоносителя. Технические характеристики реактора приведены в таблице 2.4.

Таблица 2.5 Технические характеристики реактора ESBWR фирм General Electric (США) и

Hitachi Nuclear Energy (Япония) [11]

18

2.2.4 Принципиальные схемы двухконтурных АЭС

Двух контурная схема АЭС с парогенератором применяется, если технически нельзя или экономически нецелесообразно использовать теплоноситель реактора как рабочее вещество турбины. В этом случае теплоноситель первого, так называемого реакторного контура, направляется в теплообменник, где отдает свою теплоту рабочему веществу второго контура. Турбинная установка, входящая в состав второго контура, работает нерадиоактивным паром.

На АЭС с двухконтурной схемой могут применяться следующие реакторы:

- водяной реактор корпусного типа с водой под давлением (12-16 МПа), в котором используется обычная вода одновременно в качестве замедлителя и теплоносителя. Температура воды на выходе из реактора, должна быть ниже температу-

ры насыщения, для избегания возможного вскипания. Вода из реактора направля-

19

ется в теплообменник – парогенератор, где генерируется водяной пар. Водо-водяные реакторы обычно компонуются с турбинами насыщенного па-

ра. Применяются также схемы, при которых на входе в турбину пар немного перегрет. Этот перегрев, осуществляемый в парогенераторе, повышает надежность и экономичность турбины и всей установки, облегчает эксплуатацию агрегата и улучшает его маневренность.

2.2.5Технические характеристики реакторов двухконтурных АЭС

Вреакторную установку двухконтурной АЭС входят реактор, парогенераторы, циркуляционные трубопроводы, главные циркуляционные насосы.

ВВЭР – водоводяные энергетические реакторы [3]. Реакторы типа ВВЭР используют легкую (обычную) воду в качестве замедлителя и теплоносителя. Особенность водо-водяных реакторов – тесное расположение твэлов в уран-водной решетке. Основные характеристики реакторов типа ВВЭР приведены в таблице 2.6.

Таблица 2.6. Основные характеристики серийных реакторных установок ВВЭР-440 и

ВВЭР-1000 [3, 17].

Pressurised Water Reactor (PWR). Реакторы типа PWR – тоже используют обычную воду в качестве теплоносителя и замедлителя и являются аналогом реактора типа ВВЭР (рис.2.4). Основные характеристики усовершенствованных водоводяных реакторов представлены в таблице 2.7.

Реакто р

Рисунок 2.4 Принципиальная схема реактора PWR [5]. Обозначение см. рис.2.2

21

22