Харитонов Енергетика

Таблица 5.3

Технико-экономические параметры энергетических ядерных реакторов 3-го поколения типа PWR

Продолжение табл. 5.3

Реактор АР1000. Фирма Westinghouse Electric является одной из ведущих реакторостроительных компаний мира: по её проектам построена большая часть реакторов PWR. Проекты реакторов АР600 и АР1000 были выполнены фирмой Westinghouse (которая входит в настоящий момент в международный холдинг, возглав-

ляемый британской корпорацией BNFL) в рамках реализации программы создания реакторов нового поколения, финансируемой 21 странами. Основными требованиями к этим реакторам являлись широкое применение опробованных технологий и повышение тех- нико-экономических показателей с целью снижения финансовых рисков для возможных инвесторов. Использование пассивных средств безопасности, радикальное упрощение конструкции и радикальное снижение количества единиц оборудования основных реакторных систем (с одновременным увеличением модульности конструкции) позволили сократить удельные капитальные затраты на 15 % и значительно улучшить показатели безопасности (вероятность аварии с расплавлением активной зоны снижена на два порядка – до 10-6 1/(реактор·год). Проект АР-1000 является лидером по краткости сроков строительства – 36 месяцев (от первого бетона в фундамент здания реактора до физического пуска энергоблока), что обеспечивается за счет модульности конструкции и заводской сборки (транспортировка готовых блоков на место строительства и монтаж блоков на площадке). Высокие показатели реактора АР1000 (см. табл. 5.3) и его сертификация в 2003 г. в NRC (США) смогут серьёзно заинтересовать инвесторов крупных энергетических проектов. В КНР, США и Великобритании уже заявлено о возможном строительстве АЭС с реактором АР1000.

Проекты интегральных реакторов с водой под давлением

IRIS. Международный консорциум, в состав которого входит 21 фирма из 10 стран во главе с компанией Westinghouse Electric, разработал несколько вариантов концепции интегрального реакто-

ра с водой под давлением IRIS (International Reactor Innovative and Secure) с разными уровнями мощности. Концепция разрабатывалась с учетом современных требований по безопасности, необходимости минимизации объема радиоактивных отходов и соблюдения условий нераспространения ядерных материалов. В проекте учтена необходимость улучшения экономических показателей. Конструкция реактора IRIS напоминает конструкцию интегрального реактора атомной станции теплоснабжения АСТ-500 [5.7], разработанную и построенную под Нижним Новгородом в России, но закрытую на волне «послечернобыльского страха», а также реактора ВПБЭР-600, разработанного в ОКБМ (Нижний Новгород) и получившего положительную оценку экспертов МАГАТЭ.

Реактор IRIS малой мощности охлаждается за счет естественной конвекции (циркуляции) воды и имеет интегральную компоновку, при которой все оборудование первого контура размещено в одном корпусе (рис. 5.11), окружённом стальной сферической оболочкой (контейнментом) диаметром до 25 м и толщиной стальной стенки – 44 мм (рис. 5.12). Интегральная компоновка реактора, имеющего минимальное количество врезок в корпус, позволяет существенно снизить вероятность всех проектных аварий. Основное оборудование может быть изготовлено в виде монтажных блоков на заводе по производству основного оборудования. По проекту примерно половина контейнмента размещается под землёй, а оставшееся надземное сооружение высотой 15 м скрыто и защищено коробкой реакторного здания. Такая компоновка применена с целью защиты от возможного нападения террористов с воздуха.

При проектном обогащении топлива (5 % 235U) интервал между перегрузками составляет 5 лет. Проработан вариант с бóльшим обогащением, позволяющий увеличить этот интервал до 9 лет.

Общий корпус позволяет упростить компоновку реакторного оборудования, исключить крупные трубопроводы и все возможные аварии с крупной течью теплоносителя. Теплоноситель (вода) циркулирует внутри корпуса реактора, не выходя за его пределы, за счет естественной конвекции (при средних и малых мощностях) либо под действием циркуляционных насосов, размещенных внутри корпуса. Вода проходит снизу вверх через активную зону и подъёмный участок, затем в верхней части поворачивает в кольцевое пространство, где расположены теплообменники (или парогенераторы) и циркуляционные насосы, и опускается по периферийному кольцевому каналу в нижнюю часть корпуса.

Компенсатор давления, обеспечивающий поддержание давления воды в реакторе, встроен в верхнюю часть корпуса; он отделён от основного потока теплоносителя теплоизоляционной перегородкой в форме перевёрнутой шляпы. По сравнению с компенсаторами давления традиционных реакторов PWR в новой конструкции предусмотрен более значительный объём парового пространства (49 м3). Увеличенный паровой объём позволил исключить из конструкции компенсатора впрыскные устройства, которые в конструкции обычного реактора PWR необходимы для случая нештатного повышения температуры воды.

Конструкция активной зоны и тепловыделяющих сборок реактора IRIS подобна аналогичным элементам реакторов PWR фирмы Westinghouse. В частности, использованы ТВС квадратного сечения (в отличие от шестиугольных российских) типа 17×17. В состав ТВС входят 264 твэла диаметром 9,5 мм, 24 направляющие трубки для ввода регулирующих стержней и центральный канал для прохода внутриреакторных измерительных устройств. Активная зона IRIS-350 состоит из 89 ТВС увеличенной высоты (4 267 мм) и имеет тепловую мощность 1000 МВт. При этом расчётная линейная мощность твэла составляет всего 10 кВт/м, что в 4 раза ниже соответствующего значения в реакторе ВВЭР-1000. Низкие значения линейной мощности означают, что реактор имеет повышенный запас надёжности, что позволяет применять удлинённые циклы облучения топлива и достигать высоких значений коэффициента использования установленной мощности.

Большая высота корпуса, которая лимитируется, главным образом, необходимой высотой встроенных парогенераторов, использована конструкторами для применения удлинённых твэлов, в которых участок, предназначенный для газовыделения облучённого топлива,

вдва раза длиннее, чем в твэлах обычных реакторов PWR. Такая конструкция твэлов уменьшает вероятность их разрушения под действием избыточного давления при длительной кампании. Продолжительность кампании реактора составляет 3 – 3,5 года с перегрузкой половины АЗ, т.е. возможна непрерывная эксплуатация энергоблока

втечение 48 мес. с расчётным значением коэффициента использования установленной мощности (КИУМ) более 95 %.

Восемь блочных секций парогенератора располагаются в кольцевом пространстве между цилиндрической корзиной АЗ (диаметром 2,85 м) и корпусом реактора (внутренний диаметр 6,21 м). Каждый модульный блок парогенератора состоит из центральной колонны, поддерживающей 656 спиральных трубок; нижнего коллектора питательной воды и верхнего парового коллектора. Внешний диаметр трубного пучка составляет 1,64 м. Сам блок крепится болтами к кронштейнам, приваренным к корпусу реактора. Вертикальный поток первичного теплоносителя омывает трубки парогенератора с внешней стороны. При термическом расширении спиральная конструкция трубного пучка приводит к незначительным

механическим нагрузкам и высокому сопротивлению вибрациям, возникающим при прохождении потока теплоносителя.

Концепция реактора IRIS получила международное признание как инновационная и конкурентоспособная технология. Об этом свидетельствует включение проекта IRIS в международную программу (INTD) разработки проектов усовершенствованных реакторов для внедрения в ближней перспективе (к 2015 г.). Малая единичная мощность реактора IRIS-350 не позволяет ему конкурировать напрямую с усовершенствованными реакторами большой мощности. Однако рациональная организация строительства нескольких блоков на одной площадке может компенсировать эффект масштабного фактора.

Естественная циркуляция теплоносителя в реакторах с интегральной компоновкой. В реакторах ВВЭР, EPR, AP1000 ско-

рость циркуляции теплоносителя через активную зону для снятия тепловой мощности обеспечивается циркуляционными насосами. В реакторах с интегральной компоновкой возможна циркуляция теплоносителя за счет естественной конвекции, обусловленной действием подъемных архимедовых сил. Оценим взаимосвязь тепловой мощности реактора Q, его геометрических размеров и подогрева воды в активной зоне Т = Твых – Твх, равного разности температур воды на выходе из активной зоны и на входе в нее, в условиях естественной циркуляции теплоносителя.

Рассмотрим упрощенную схему циркуляции на примере реактора атомной станции теплоснабжения АСТ-500 (рис. 5.13). В цилиндрическом корпусе реактора в его нижней части внутри цилиндрической шахты расположена активная зона (АЗ) высотой Н = 3 м. Выше активной зоны в кольцевом пространстве, образованном стенками шахты и корпуса реактора, расположены секции теплообменников (ТО) первого и второго контуров высотой НТО. Вода при давлении 2 МПа подогревается в активной зоне на Т градусов, поднимается под действием сил Архимеда в верхнюю часть шахты, называемую тяговым участком, затем поворачивает к стенкам корпуса и опускается вниз по кольцевому зазору между шахтой и корпусом реактора, охлаждаясь в теплообменниках на ту же величину Т, передавая тепло воде второго контура. Предположим для простоты, что температура воды ТОП в опускном участке после прохождения теплообменников не меняется (нет потерь и притоков

тепла) и равна ТВХ – температуре воды на входе в активную зону. Аналогично, температура воды ТТЯГ на тяговом участке (выше активной зоны) постоянна и равна ТВЫХ – температуре воды на выходе из активной зоны.

В режиме естественной циркуляции движение воды связано с действием подъемных архимедовых сил, обусловленных уменьшением плотности воды при ее нагреве в активной зоне и увеличением плотности за счет охлаждения в секциях теплообменников, где вода первого контура отдает тепло воде второго контура.

Для определения скорости естественной циркуляции воды необходимо приравнять движущий напор РДВ, определяемый силами Архимеда, гидравлическому сопротивлению Р контура циркуляции. Вначале оценим РДВ. Движущий напор равен разности гидростатических давлений жидкости в поле тяжести в подъемном и опускном участках, разделенных по высоте на три части (см.

рис. 5.13):

РДВ = g[Н(ρОП – ρАЗ) + Но(ρОП – ρТЯГ) + НТО(ρТО – ρТЯГ)]. (5.5)

Здесь обозначено: ρАЗ – средняя плотность воды в активной зоне при средней температуре

ρОП – средняя плотность воды в опускном участке при температуре ТВХ; ρТО – средняя плотность воды в теплообменном участке при средней температуре

ρТЯГ – средняя плотность воды в тяговом участке при средней температуре ТВЫХ = ТВХ + Т; g = 9,81 м/с2 – ускорение свободного падения.

Температурную зависимость плотности воды удобно выразить через коэффициент объемного расширения β (1/град), величину которого можно найти в справочниках по свойствам воды:

Здесь обозначено через Т = Т – То разность между текущей температурой Т и некоторой начальной То и учтено, что βΔТ << 1. Принимая за начало отсчета температуры среднюю температуру воды в активной зоне (То = ТАЗ) и за начало отсчета плотности воды ее значение при средней температуре в активной зоне, т.е. ρ(То) = ρ(ТАЗ) = ρАЗ, находим разность плотностей воды в зонах опускного и тягового участков:

Подстановка последних выражений в (5.5) дает окончательное выражение для движущего напора при естественной конвекции воды как функцию подогрева воды в активной зоне и вертикальных размеров конструкций реактора:

Как видно, движущий напор растет с увеличением высоты активной зоны Н и подогрева воды в активной зоне Т, а также с увеличением высоты тягового участка (Н0 + НТО).

Движущий напор расходуется на преодоление гидравлического сопротивления контура циркуляции. Основной вклад в гидравлическое сопротивление контура Р вносит сопротивление активной

сопротивления теплообменников к сопротивлению АЗ. Будем рассматривать величину К как параметр задачи, подлежащий уточнению в следующих итерациях.

Гидравлическое сопротивление активной зоны возникает в результате обтекания плотной решетки твэлов турбулентным потоком теплоносителя. Гидравлическое сопротивление решетки твэлов принято определять из выражения [5.30] – [5.32]

где G = ρuF – полный массовый расход теплоносителя через активную зону (кг/с), имеющую суммарное проходное сечение F (м2); ρ ≡ ρАЗ – средняя плотность воды в активной зоне, кг/м3; u – средняя скорость течения воды в пространстве между твэлами, м/с; ξ – безразмерный коэффициент гидравлического сопротивления АЗ, зависящий от геометрии проходного сечения и составляющий обычно величину 0,015 – 0,035 (далее рассматривается как параметр, подлежащий уточнению в следующих итерациях); dГ – гидравлический диаметр, характеризующий размер ячеек проходного сечения решетки твэлов (dГ близок по величине диаметру твэлов), м. Обычно величину dГ находят по традиционной формуле как учетверенную площадь проходного сечения, деленную на смоченный периметр всех твэлов.

Полный расход воды G и ее подогрев T в активной зоне связаны с тепловой мощностью реактора Q уравнением материальнотеплового баланса (см. 5.4): Q = Gcp T. Подставляя это выражение в (5.13) и приравнивая к (5.11) и (5.13), получим

Отсюда следует искомая связь подогрева воды с тепловой мощностью реактора и его размерами в режиме естественной конвекции (циркуляции):

Задаваясь мощностью и геометрией реактора, отсюда можно вычислить подогрев теплоносителя. Подставляя полученное значение Т в уравнение материально-теплового баланса, можно определить расход воды и ее среднюю скорость в активной зоне при естественной конвекции.

Как следует из (5.14) величина подогрева сравнительно слабо (как корень третьей степени) зависит от К, ξ и относительной высоты тягового участка (2Н0 + НТО)/Н. Зависимость от тепловой мощности и проходного сечения АЗ более сильная (в степени 2/3). Точность первой итерации (первого приближения) тем выше, чем меньше сопротивление теплообменников по сравнению с сопротивлением активной зоны (чем меньше К по сравнению с 1). После вычисления Т и G в первом приближении определяются гидравлические сопротивления АЗ и теплообменников и уточняются К и ξ. Затем эти новые значения К и ξ подставляются в (5.14), и определяются Т и G во втором приближении (итерации) и т.д.

В качестве примера оценим характеристики естественной конвекции в реакторе АСТ-500 [5.7], [5.33]. Шестигранная кассета ТВС с размером «под ключ» 238 мм содержит 150 твэлов диаметром 13,6 мм и приблизительно 12 поглощающих стержней, 6 стержней с выгорающим поглотителем и центральный канал с датчиками температуры и мощности. Проходное сечение всех 121 ТВС равно 2,8 м2, что составляет около 49 % полного сечения активной зоны. Гидравлический диаметр составляет 13 мм. Высота активной зоны 3 м, теплообменников – 7 м, Но = 2 м. Свойства воды при средней температуре активной зоны ТАЗ = 170 оС и давлении 2 МПа находим из справочников [5.32, 5.34 – 5.36]:

плотность ρ = 897 кг/м3; теплоемкость ср = 4372 Дж/кг·К; объемное расширение β = 1,13·10-3 1/К;

кинематическая вязкость ν = 1,81·10-7 м2/с.

Подставляя приведенные данные и мощность реактора Q = = 500 МВт в (5.14) и принимая в первом приближении К = 1 и ξ = 0,03, получаем искомый подогрев воды в активной зоне Т = = 57 оС и полный расход воды G = 2006 кг/с при естественной конвекции. Средняя скорость течения воды составляет 0,8 м/с. Число Рейнольдса Re = udГ/ν = 5,75·104 превышает 2300, следовательно, режим течения воды – развитый турбулентный. Средняя объемная