8. Атомная станция малой мощности с реакторной установкой «абв»

АСММ с унифицированными реакторными установками малой мощности типа АБВ предназначены для выработки пара в составе энергоблоков автономных энергоисточников, используемых для снабжения электроэнергией, паром, пресной водой и для отопления промышленных и жилых поселков [2,11,14]. Возможно применение РУ АБВ для комбинированной выработки электроэнергии и опреснения морской воды.

Конструкция РУ АБВ позволяет использовать установку как на наземных, так и на плавучих атомных станциях. Основные компоненты РУ могут поставляться на монтаж в виде укрупненных блоков полной заводской готовности, что позволяет создавать различные компоновки РУ, исходя из потребностей конкретного заказчика. Блоки оборудования РУ могут быть доставлены на строительную площадку любым видом транспорта. Масса самого крупного блока – парогенерирующего агрегата (ПГА), включающего основное оборудование РУ (реактор с оборудованием и трубопроводами 1-го контура, бак металловодной защиты и др.), составляет 200 т.

Реактор АБВ (рис. 14, 15) – водо-водяной, интегрального типа с естественной циркуляцией теплоносителя 1-го контура на всех уровнях мощности и вынесенной газовой системой компенсации давления. Такая система уменьшает время выхода реактора на мощность, упрощает обслуживание реакторной установки, не требуется внешний источник энергии для работы. Надежность принятой системы компенсации изменения давления 1-го контура подтверждена длительным опытом эксплуатации аналогичных систем на действующих судовых установках.

Патрубки отвода перегретого пара, системы подпитки, системы компенсации давления, системы очистки и расхолаживания, газоудаления расположены в верхней части корпуса реактора. Крышка реактора – плоская, состоит из силовой плиты, к которой крепится и герметизируется сварным швом обечайка с приваренной верхней плитой.

Полость между верхней и силовой плитами крышки реактора заполнена теплоизоляцией и биологической защитой. Через крышку проходят стойки приводов СУЗ с холодильниками, чехлы термопреобразователей, трубки для дренажа теплоносителя, установки источников и детекторов нейтронов.

Трубная система ПГ в сборе с корпусом реактора представляет собой прямоточный, вертикальный теплообменник поверхностного типа, в котором генерируется пар требуемых параметров. Трубная система состоит из четырех независимых секций, размещенных в кольцевом пространстве между корпусом и шахтой реактора. Схема циркуляции – противоточная. В качестве конструкционного материала теплообменной поверхности парогенератора применены титановые сплавы как наиболее коррозионно-стойкие [2, 11, 14].

Активная зона гетерогенного типа на тепловых нейтронах состоит из 55 тепловыделяющих сборок. Для обеспечения ядерной безопасности и надежного контроля за состоянием активной зоны при пуске реактора в каждой ТВС (за исключением центральной) размещаются рабочие источники нейтронов.

Для компенсации запаса реактивности и выравнивания поля энерговыделений в каждой ТВС содержатся стержни выгорающего поглотителя на основе гадолиния.

Cистема аварийного расхолаживания (САР) (рис.16), которая предназначена для отвода остаточных тепловыделений от активной зоны реактора в авариях, связанных с нарушением теплоотвода, спроектирована для работы в пассивном режиме [14]. В системе используются два типа теплообменников: охлаждаемый водой и атмосферным воздухом. На начальной стадии аварии теплоотвод осуществляется через оба теплообменника, после выкипания воды в цистерне в работе остается воздушный теплообменник, обеспечивающий дальнейшее расхолаживание РУв пассивном режиме в течение неограниченного времени.

Для компенсации изменений реактивности, регулирования мощности и аварийной защиты в каждой ТВС, за исключением центральной, расположен рабочий орган СУЗ, который состоит из 12 отдельных поглощающих элементов, объединенных общей траверсой с цанговым захватом. Характеристики реакторных установок АБВ представлены в табл. 5.3.8.1.