5.1.Первая в мире ах (установка am)

Ядерный реактор установки AM, являясь водографитовым, имеет, в отличие от других реакторов этого же типа, шестигранную решетку гра­фитовых блоков с размером "под ключ" 20см (остальные подобные реак­торы имеют квадратную решетку блоков). Отверстия в центрах блоков служат для размещения полностью перегружаемых топливных (технологи­ческих) каналов (ТК).

At! Полностью перегружаемый ТК - канал, в котором коммуника­ции, удерживающие рабочее давление теплоносителя и расположенные в пределах активной зоны, перегружаются вместе с топливом. Соответс­твенно не перегружаемый ТК - канал, в котором перегружается только топливо.

ТК установки AM устроен так (см. рис. 5.2 ): вода подается по опускной трубке, в нижней раздаточной головке раздается по четырем подъемным трубкам, на которые надеты трубчатые твэлы из легированно­го урана. В подъемных трубках вода подогревается до 280°C при давле­нии ~9 МПа (т.е. до кипения не доводится) и направляется в парогене­ратор, где происходит обмен теплом с водой второго контура. Во вто­ром контуре генерируется перегретый пар с температурой 260-270°C при давлении ~1.1 МПа.

рис 5.2.

В проекте AM предусматривалась выработка электроэнергии мощно­стью 5 МВт, т.е. при КПД ~25% тепловая мощность реактора составляет ~20МВт. С самого начала работы AM (1954г) оказалось, что Первая в мире АЭС потребляет больше энергии, чем вырабатывает, из-за наличия на ней большого количества экспериментальных устройств. Поэтому, как только принципиальные вопросы опробования всей схемы выработки электроэнергии с помощью деления тяжелых ядер были решены, турбину с электрогенератором (как требующие слишком больших забот) демонтиро­вали. Сейчас вырабатываемый на AM пар подается в общую сеть на ТЭЦ.

Основным конструкционным материалом на установке AM является нержавеющая сталь. Так как ее много, то обогащение топлива по U⁵ составляет ~5%. Удобство ТК описанной конструкции состоит в том, что все подводящие и отводящие коммуникации расположены сверху и легко обслуживаются. Недостатком этой конструкции является слишком плотная сеть КМПЦ сверху, потребовавшая расположить приводы органов регули­рования снизу реактора, что привело к их усложнению.

Понятно, что Первая АЭС била задумана как демонстрационная ус­тановка, призванная показать (в том числе и высокому начальству) по­тенциальные возможности ядерной энергетики, в том числе и по безот­казности оборудования. Поэтому, конечно же, все ее системы были спроектированы и изготовлены с большим запасом по надежности и безопасности и не являются оптимальными. Эта установка дала начало целой серии проектов водографитовых реакторов.

5.2.РЕАКТОРЫ АМБ 100, АМБ 200 (1 ОЧЕРЕДЬ БЕЛОЯРСКОЙ АЭС)

К началу 60-х годов опыт нескольких лет эксплуатации установки AM показал, что идеи, полоненные в ее основу, могут быть развиты дальше. Например, можно воду испарять прямо в реакторе (в твэльных трубках), более того, можно получать перегретый пар прямо в реакто­ре. Тогда ядерная энергетика вплотную приблизится по потребительским свойствам к обычной энергетике на органическом топливе.

Электростанции на органическом топливе работают на перерегретом паре: сначала вода в котле испаряется и получается пароводяная смесь, затем пар отделяется от воды, снова проходит через котел, где еще нагревается до ~520°с. и только потом подается на турбину. Такая схема позволяет делать компактные и мощные турбины. Вся тепловая энергетика работала (до АС) и сейчас работает на таких турбинах. Поэтому естественным было желание организовать подобное и на АС. Это дает следующие преимущества перед работой на насыщенном паре: 1) увеличивается КПД до ~40%; 2) уменьшаются капитальные затраты на строительство машзала; 3) тепломеханическое оборудование можно делать унифицированным для тепловой и ядерной энергетик.

Понятно, что в корпусном реакторе организовать одновременно по­лучение насыщенного пара и его дальнейший перегрев очень сложно. А в канальном ВГР это гораздо проще из-за наличия КМПЦ: можно в одних ТК производить пар, а в других перегревать его.

Для реализации этих идей были построены и неплохо поработали в течение почти 20-ти лет два опытно-промышленных энергоблока АМБ-100 и А МБ-200 с ядерным перегревом пара в ВГР. История этих реакторов трагична и поучительна. Но сначала немного о конструкции.

Конструкции реакторов АМБ-100 и АМБ-200 в принципе очень похо­жи. Активные зоны цилиндрической формы имеют одинаковые размеры D=7.2 м, H=6.0 м. В столбах кладки имеются отверстия иод ТК диамет­ром 75 ми.

Шаг квадратной решетки 20 см. Число каналов равно 998, из них испарительных каналов (ИК) 730, а пароперегревательных (ППК) 268. Вне решетки (между каналами) расположены 94 стержня ручного регулирования (РР)и аварийной защиты (АЗ). Стержни автоматического регулирования (АР) (6шт) расположены вместо рабочих каналов.

Конструкция ИК. аналогична конструкции ТК Первой АЭС, только в них весть твэлов вместо четырех. ППК имеют иную конструкцию: три опускных и три подъемных трубки с трубчатыми твэлами. Так как все пространство сверху занято коммуникациями КМПЦ, приводы РР и АР расположены под реактором. Стержни АЗ выводятся наверх и, при необходимости, падают под собственным весом.

В реакторе АМБ-100 ППК расположены по кольцу, а в реакторе АМБ-200 в центре вперемежку с ИК. Для выравнивания энерговыделения использовались ИК с топливом разного обогащения. Понятно, что на пе­риферии обогащение больше (вопрос: почему?). Так как при ядерном пе­регреве пара требуется поддерживать высокие температуры, то ИК и ППК изготавливались из нержавеющей стали. Это, конечно, увеличивает не­производительный расход нейтронов, однако позволяет поддерживать следующие параметры пара на выходе из ППК: температура 520°С, давление - 8.5 МПа. Это дало возможность использовать серийные турбоагрегаты с КПД ~38%. В целом баланс оказался положительным и экономические показатели были хорошими.

Соотношение чисел ядер U⁵, C, Fe, O и H в этих реакторах оказа­лось таковым, что спектр нейтронов был чуть недозамедленным и вода в ИК играла роль и замедлителя, и поглотителя так, что паровой эффект оказался отрицательным и очень близким к нулю. То есть осушение зоны почти никак не влияло на нейтронно-физические характеристики реак­тора. Разумеется, теплофизические проблемы при такой аварии все равно остаются.

Теперь трагическая и поучительная история реакторов серии АМБ. Энергоблок АМБ-100 был пущен в 1964 г., а энергоблок АМБ-200 - в 1967 г. Оба энергоблока работали (почти) нормально на “-100-процент­ных уровнях мощности. В 1971 г. на энергоблоке АМБ-200 во время пуска после очередного ППР по вине персонала произошел останов глав­ного циркуляционного насоса (ГЦН) на одной из двух петель КМПЦ. Он не был замечен сразу и 1/2 зоны оказалась при пониженном расходе воды через ИК. Возможно, что одной из причин поздней реакции персо­нала на аварийную ситуацию было то, что эта ситуация по причине.

описанной выше, почти не отразилась на нейтронно-физических характеристиках.

В половине ИК развился кризис теплообмена - явление, когда объ­емное кипение превращается в пленочное и коэффициент теплоотдачи рез­ко падает. Активность газа в графитовой кладке возросла, а затем в кладку стала поступать вода. Это значит, что в аварийных ИК произошла разгерметизация сначала внешней оболочки, а затем и внутренней труб­ки. Около 200 каналов ИК оказались поврежденными. Из них около 100 пришлось удалять из зоны фрезой.

Технология перегрузок на ВГР с полностью пepeгружаемыми ТК примерно такова: ТК отсоединяют от коммуникаций, подгоняют мостовой кран, зацепляют ТК и вытаскивают его из зоны с определенным усилием. Если это усилие выше допустимого, тогда ТК разрывается. Верхняя (свободная) часть удаляется, а оставшаяся в зоне высверливается специальной фрезой. При этом

1)хотя конструкция фрезы предусматривает, чтобы стружка в основном всасывалась в специальные контейнеры, тем не менее какие-то просыпи активных материалов в кладку остаются:

2)как бы точно фрезу ни подводили к отверстию в кладке, все равно часть графитового блока захватывается, фреза вибрирует.

В результате такого способа извлечения ТК

1)графитовая кладка расшатывается;

2)отверстие канала становится больше диаметром, что ухудшает условия теплообмена кладки с каналами;

3)на дне каналов кладки скапливаются просыпи высокорадиоактив­ных материалов.

После удаления аварийных ИК и установки на их место свежих, реактор АМБ-200 практически без особых проблем проработал на 100% уровне модности до 1976 г.

В 1976 г. во время энергопуска после очередного ППР по вине персонала не были открыты напорные задвижки на другой петле КМПЦ ре­актора АМБ-200. Опять было повреждено (но уже в другой половине реак­тора) большое количество ИК, многие из которых пришлось извлекать с помощью фрезы. Был проведен ремонт, после которого около трех лет реактор работал практически без крупных инцидентов.

Но в 1979 г, зимой, ночью в сильный мороз в машзале упала балка перекрытия крыши на маслохозяйство турбогенератора АМБ-200. Произошел пожар, реактор успели заглушить, но сгорело все кабельное

хозяйство энергоблока.

На АМБ-200 работала первая в отечественной ядерной энергетике вычислительная система "Карат", изготовленная еще на ламповой эле­ментной базе, собиравшая информацию от внутризонных датчиков прямой зарядки (ДПЗ) и производившая элементарные балансные подсчеты. Она занимала целый полуэтаж и также сгорела. После замены кабельного хозяйства ("Карат" восстановить не удалось) пустили реактор на 80% номинального уровня мощности. Он проработал в этом режиме еще около 10 лет и был выведен из эксплуатации в 1988 г.

С реактором АМБ-100 также были неприятности в виде аварийных ИК почти при каждом ППР, т.е. после ~20 лет работы у него кладка расша­талась и появились просыпи. Его вывели из эксплуатации еще раньше.

Выводы:

1)конструкция реакторов АМБ оказалась очень живучей;

2)полностью перегружаемые ТК - не вполне удачное решение;

3)эксплуатация реакторов производилась "варварски".

К сожалению, по ряду объективно-субъективных причин эта линия реакторостроения не получила серьезного развития. У такой конструк­ции не все возможности были исчерпаны.