К вопросу о перспективах развития атомной энергетики

Часть вторая. Реактор ВВЭР.



II. Реактор ВВЭР

Водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР) является на сегодняшний день самым распространённым типом ядерной энергетической установки. Причин для этого много, и одной из самых главных (мнение автора исключительно ИМХО) является индустриальная технология возведения реакторного комплекса. Это означает, что крупные блоки и компоненты, изготовленные на специализированных заводах, доставляются к месту строительства и там производится их монтаж. Такая технология при стабильном финансировании позволяет снизить трудозатраты и сократить сроки проведения строительно-монтажных работ. Таким образом ВВЭР относительно прост при монтаже, надёжен и экономичен. Повторяю, что мнение моё - исключительно ИМХО.

В этой главе мы рассмотрим конструктивные особенности реактора ВВЭР, принцип его работы, а также перспективы его развития.

Первый отечественный водо-водяной энергетический реактор был запущен в эксплуатацию в 1964 году на Нововоронежской АЭС (см. рис. 1). Реактор ВВЭР в чем-то отдаленно напоминает паровоз. Это как праправнук похож на прапрадеда. Современный молодой читатель вряд ли представляет устройство паровоза, поэтому ниже мы потратим несколько предложений с тем, чтобы восполнить пробелы в нашем знании. Основа паровоза – это паровой котёл. Котёл пронизан жаровыми и дымогарными трубами. Горячие газы из топки, проходя по трубам, нагревают воду, которая закипает и превращается в пар. Пар из котла попадает в сухопарник (горб сверху), и оттуда сухой пар подаётся в цилиндры. В передней части котла расположена дымовая камера. В дымовую камеру поступает отработанный пар из цилиндров, с большой скоростью проходит через сифон в трубу. В сифоне создается разряжение, возникает принудительная тяга (закон Бернулли проходят в школе!), газы и дым выбрасываются в трубу вместе с отработанным паром. Сзади по ходу движения пристроена будка, в которой расположены органы управления, прицеплен тендер с запасом топлива и воды. Вся конструкция расположена на раме, которая стоит на колесах, соединенных шатунами с цилиндром, присутствует также кулисный механизм. Вот он, ящер, древний предок нашего реактора. Теперь отбрасываем колеса, ставим котел вертикально, вместо дымовой камеры ставим стержни системы управления и защиты, вместо будки – зал управления. Получился этакий агицин паровоз.

Для общности рассмотрим реактор ВВЭР-1000.

Конструктивно реактор выполнен очень красиво и состоит из корпуса, верхнего блока и внутрикорпусных устройств. Такая конструкция типа матрёшки (снаружи Ельцин, а внутри Путин) облегчает транспортировку частей, позволяет при необходимости производить замену компонентов реактора и перегрузку топлива.

Корпус реактора (см. рис.2 и 3) представляет из себя цилиндр с четырьмя парами патрубков условным диаметром 850 мм (четыре циркуляционных петли). Сверху цилиндр оканчивается фланцем с 54 резьбовыми отверстиями (Ø170 мм, шаг 6 мм) и клиновидными канавками для уплотнения, а снизу цилиндр ограничен овальным днищем. Вся конструкция собирается из стальных частей с помощью кольцевых сварных швов. Материал корпуса - легированная сталь, толщина стенки корпуса цилиндрической части порядка 192 мм, масса – более трёхсот тонн. Вся внутренняя поверхность корпуса покрыта антикоррозионной наплавкой.

 Технологический этап изготовления корпуса реактора ВВЭР-1000 показан на фото 6, процесс установки корпуса на рабочее место показан на фото 7 и 8.

  Верхний блок предназначен для создания замкнутого объема, размещения приводов системы управления и защиты (СУЗ) и датчиков системы внутриреакторного контроля. Кроме этого верхний блок предотвращает от вертикального перемещения внутрикорпусные устройства. Конструктивно он выглядит как эллиптическая крышка с вертикальными патрубками приводов и траверсы. Уплотнение верхнего блока и корпуса осуществляется двумя концентрически расположенными кольцевыми никелевыми прутками Ø 5 мм, уложенными в клинообразные канавки. Весит верхний блок больше ста тонн.

Итак, подведем некий промежуточный результат. У нас имеется огромных размеров кастрюля-скороварка со стенкой не хилой толщины, сверху оканчивающаяся фланцем с 54 отверстиями с не самой мелкой резьбой 170 мм, двумя рядами патрубков по 4 штуки в каждом и тоже хорошим диаметром 850 мм. Сверху кастрюля закрывается крышкой весом более ста тонн.

Теперь настало время посмотреть, что за железки варятся внутри этой гигантской кастрюли.

Внутрикорпусные устройства – это внутрикорпусная шахта, выгородка и блок защитных труб.

Внутрикорпусная шахта служит для разделения входящего «холодного» потока  теплоносителя (температура 288 Сº) и выходящего «горячего» потока (температура 322 Сº). Шахта – это цилиндрическая обечайка с перфорированным днищем, в котором установлены опорные стаканы тепловыделяющих сборок (ловители кассет). Шахта является дополнительным экраном для нейтронного потока. Весит не так много, как корпус и крышка – всего 69, 5 тонны. Выгородка - это толстостенный цилиндр, собранный из пяти кованых колец. Внутренняя поверхность – многогранник, повторяющий контуры активной зоны. В стенках выгородки сделаны вертикальные каналы для её охлаждения. Выгородка формирует объем активной зоны, предохраняет корпус реактора от нейтронного потока и гамма-излучения. Весит она совсем немного, только 35 тонн.

Блок защитных труб, как следует из названия, предназначен для защиты элементов системы управления и защиты, для размещения системы измерений и для фиксации головок топливных кассет. Поскольку у всех этих железок существует температурное расширение, они фиксируются с помощью подпружиненных креплений. Выглядит эта сварная конструкция как две массивные стальные плиты, между которыми расположены трубы диаметром 180 мм 61 шт. и диаметром 108 мм 60 шт.

 Разрез реактора ВВЭР-1000 показан на рис. 4. На рисунке 1 - СУЗ, 2 - крышка реактора, 3 - корпус реактора, 4 - блок защитных труб, 5 - шахта, 6- выгородка активной зоны, 7- ТВС и регулирующие стрержни.

 В течение всей своей эксплуатации корпус реактора подвергается воздействию мощного потока нейтронов. Со временем в металле образуются микродефекты, структура материала корпуса и его физические свойства меняются, металл становится хрупким. Для восстановления корпуса реактора его отжигают.  Все внутрикорпусные устройства из него вынимают, вдоль корпуса размещают индукционные катушки, через которые пропускается ток. В результате корпус нагревается до температуры более 600 градусов и выдерживается в течение десяти дней. Под действием температуры атомы в кристаллической решетке становятся подвижными и металл восстанавливается. Общий ток потребления составляет 1600 А при напряжении 0,4 кВ. Мощность можете подсчитать сами. Сборка системы управления нагревательным устройством корпуса реактора ВВЭР-1000 показана на фото 5.

И наступил момент, когда надо вспомнить добрый старый анекдот с бородой про командира воздушного судна, рассказывающего пассажирам о том, что и где находится на каждом из пяти этажей самолёта и завершающего свой рассказ фразой: «А теперь со всем этим попробуем взлететь». А мы с вами попробуем понять, как работает эта куча высокотехнологичного металла.

Внимательный читатель уже заметил: а где же сверхчистый углерод, без которого, как утверждалось, цепная реакция заглохнет и всё замерзнет? А нет его. Если вспомнить предыдущую часть статьи про РБМК, то рассказывая о концевом эффекте я упомянул о том, что вода также является замедлителем нейтронов. В данном случае вода является одновременно и теплоносителем и замедлителем нейтронов. Правда вода эта не из водопровода, с хлором, железом и кучей солей, а специально подготовленная и проходящая перманентную очистку в процессе работы реактора. Дело в том, что при температуре порядка 300 Сº и давлении под 160 атмосфер обычная вода обладает сильнейшими коррозионными свойствами. Ну а мы с вами хотим, чтобы наш реактор проработал много лет, поэтому не поскупимся на систему водоподготовки и очистки. Тепловыделяющие сборки расположены значительно ближе друг к другу, чем в РБМК, и вся активная зона значительно компактнее. Управление реактором производится кластерными пучками, т.е. 12 стержней с поглотителем из карбида бора вводятся непосредственно в тепловыделяющие сборки. В течение кампании реактора топливо постепенно выгорает, и для поддержания интенсивности нейтронного потока применяют борное регулирование (мы с Вами помним, что бор активно поглощает нейтроны). В начале кампании концентрация борной кислоты в воде первого контура составляет 8÷9г/кГ, а к концу уменьшается практически до нуля. Общий энергетический спектр нейтронов более жесткий, чем в РБМК, и часть энергии получается за счет деления ядер U 238. Однако основная энергия получается все же за счет деления ядер U 235.

Так вот, вода через четыре патрубка нижнего яруса попадает в пространство между корпусом реактора и шахтой, течет вниз, заодно охлаждая стенки корпуса и снизу, через отверстия в днище, попадает в шахту. Проходя снизу вверх через активную зону, вода охлаждает её, при этом сама нагревается и выходит через верхние патрубки. Каждая пара патрубков образует замкнутый контур или петлю циркуляции. Далее вода по трубопроводу поступает в парогенератор (ещё один большой, сложный и тяжелый цилиндр), отдают тепло второму контуру и циркуляционным насосом гонится по холодной нитке обратно в реактор. Ясное дело, что, несмотря на такую температуру, вода в реакторе не кипит, поскольку находится под давлением 160 атм. Для компенсации объемного расширения и поддержания постоянного давления в первом контуре применяется соответствующий компенсатор. Это как в каждом автомобиле есть расширительный бачок для того, чтобы охлаждающая жидкость не выливалась из радиатора. А тут для повышения давления вода нагревается  28 блоками электронагревателей общей мощностью 2520 кВт, и в верхней его части образуется паровая подушка. Для снижения давления в паровое пространство компенсатора подается  вода из так называемой «холодной» нитки, что вызывает конденсацию пара. Вот такой Расширительный Бачок +. 

Ну а парогенератор – это цилиндр весом около 320 тонн, в котором через 11 500 трубок проходит вода первого контура и отдает тепло воде второго контура. Она закипает и этот пар с температурой 280 °C, давлением 64 атмосферы через паропроводы подается на каскад турбин. Отработанный пар конденсируется в воду и вода после очистки подается в парогенератор.

Обратите внимание на то, что пар во втором контуре нерадиоактивен, в связи с чем обслуживание второго контура и каскада турбин в случае с ВВЭР намного проще.

Итак, мы имеем: один двухконтурный реактор с четырьмя петлями циркуляции, четыре главных циркуляционных насоса (ГЦН), один компенсатор, четыре парогенератора и сепаратора-пароперегревателя, четыре каскада турбин. Кстати, если читатель вдруг захочет резко снизить мощность реактора, то он может попасть в иодную яму, о которой мы упоминали при рассмотрении РБМК.

  Это – очень схематичное описание конструкции ВВЭР-1000 и того оборудования, которое его окружает.

Поговорим теперь о перспективах развития ВВЭР.

В России в 2004 году была принята программа «Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине XXI века». Согласно этой стратегии, начиная с 2012 года планируется поэтапный переход с реакторов ВВЭР-1000 на перспективную модель ВВЭР-1500 третьего поколения. Основные аспекты этого перехода:

            - применение системы безопасности нового поколения, базирующуюся на совмещении активной и пассивной систем безопасности. Под безопасностью понимается как безопасность эксплуатационная (снижение вредных воздействий на персонал и окружающую среду), так и безопасность при потенциальных авариях;

            - улучшение технико-экономических  показателей за счет снижения строительных расходов в полтора раза;

            - улучшение эксплуатационных показателей за счет увеличения кампании реактора вплоть до 24 месяцев;

            - снижение сроков плановой остановки для перегрузки топлива и проведение регламентных работ до 25 суток;

            - увеличение срока службы основного оборудования до 50 лет, а корпуса реактора  - до 60 лет.

Всё это позволит вывести технико-экономические показатели реактора на конкурентный уровень.

Таким образом, можно сделать вывод о том, что реакторы типа ВВЭР имеют хорошую перспективу на ближайшие несколько десятков лет.

Однако реакторы этого типа (так же, как и РБМК) можно сравнить с печкой, которую топят спичками. Представьте себе, что у Вас дома стоит печка или камин. Можно их топить спичками? Можно. Но только дорого будет, да и спичек надо вагон и маленькую тележку. А потом спички в регионе кончатся, цена на них взлетит и печка погаснет. Примерно то же будет с реакторами на тепловых нейтронах лет через сто или даже раньше. Запасы U235 закончатся (а мы помним, что его в общем количестве урана в земной коре всего 0,7%) и реакторы встанут.

Поэтому как ни хорош реактор типа ВВЭР, но в долгосрочной перспективе у него шансов на выживание нет. А вот о тех установках, которые имеет шансы на долгую жизнь, поговорим в следующий раз.

 

Список литературы:

 

1. Резепов В. К., Денисов В. П., Кирилюк Н. А., Драгунов Ю. Г., Рыжов Ю. Б. Реакторы ВВЭР-1000 для атомных электростанций — Подольск: ОКБ «Гидропресс», 2004. — 333 с.

2. Андрушечко С. А., Афоров А. М., Васильев Б. Ю., Генералов В. Н., Косоуров К. Б., Семченков Ю. М., Украинцев В. Ф. АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта — М.: Логос, 2010. — 604 с.

3. АЭС с ВВЭР-1500 – основа развития российской атомной энергетики до 2050 года.

http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=74

4. Схемотехническое изображение реактора ВВЭР на рис. 4 взято с сайта stalker-words.ru

 

Ссылки: ·  Монтаж корпуса реактора ВВЭР-1000 на YouTube

 

© Александр Некрасов, 2012 
© Фотогалерея ЛЭП «POWERLINER»



Обновлен 13 сен 2017. Создан 25 янв 2012



  Комментарии       
Имя или Email


При указании email на него будут отправляться ответы
Как имя будет использована первая часть email до @
Сам email нигде не отображается!
Зарегистрируйтесь, чтобы писать под своим ником