Реакторная установка МКЭР -1500

Петров А.А., Гроздов И.И., Финякин А.Ф., Гмырко В.Е., Рождественский М.И.
(НИКИЭТ)

Реактор МКЭР-1500 (рис. 1) проектируется как эволюционное развитие отечественных канальных водографитовых реакторов на тепловых нейтронах. Наряду с достоинствами современных отечественных водографитовых реакторов, в реакторной установке реализованы принципиально новые технологические решения, позволяющие значительно усовершенствовать технико-экономические показатели установки. При проектировании МКЭР-1500 основными направлениями для улучшения технико-экономических показателей являются: 

• увеличение электрической мощности энергоблока до 1500 МВт; 
• увеличение эффективности энергоблока (КПД ~35,2%) при высоком коэффициенте использования установленной мощности (~93%); 
• уменьшение стоимости топливного цикла за счет более высокого среднего выгорания топлива при более экономном расходе природного урана; 
• увеличение срока эксплуатации энергоблока; 
• обеспечение эффективного управления авариями. 

На сегодняшний день существует техническая основа проекта, содержащая: 

• проверенную инженерно-техническая практику проектирования; 
• отработанную технологию и производственные мощности по изготовлению всех элементов активной зоны и практически всего оборудования РУ (около 90 % оборудования РУ МКЭР-1500 уже освоено производством и не нуждается в дополнительном обосновании их надежности); 
• отработанную технологию строительно-монтажных и пуско-наладочных работ; 
• освоенную промышленностью технологию изготовления защитных оболочек из обычного железобетона диаметром 55-58 м; 
• выполненный НИОКР для обоснования технических решений реакторных установок РБМК-1000 и РБМК-1500; 
• апробированные и аттестованные средства анализа нейтронно-физических и теплогидравлических процессов, а также напряженно-деформированного состояния элементов конструкций;
•  методологию и средства оценки и проверки безопасности; аттестованные научно-технические и эксплуатационные кадры.

Принципиальная схема МКЭР-1500 показана на рис. 2, основные параметры энергоблока приведены в табл. 1. Реакторная установка МКЭР-1500 работает по одноконтурной схеме. В качестве замедлителя используется графит, теплоноситель - вода. Генерируемый в активной зоне пар отделяется от воды в барабанах-сепараторах и поступает в турбину. Применение более экономичного турбинного цикла позволило увеличить КПД установки до 35,2 %. Таким образом, при электрической мощности 1500 МВт тепловая мощность реактора составляет 4250 МВт. Отметим, что эксплуатируемые в настоящее время два блока Игналинской АЭС с РУ РБМК-1500 работают при практически такой же тепловой мощности.
Рисунок 1. Реакторная установка МКЭР-1500

1 - контеймент, 2 - бак СПР, 3 - РЗМ, 4 - барабан-сепаратор, 5 - короб КГО, 6 - коммуникация пароводяная, 7 - реактор, 8 - трубопровод опускной, 9 - коллектор всасывающий, 10 - РГК, 11 - коллектор напорный, 12 - коммуникация водяная, 13 - ГЦН, 14 - бассейн-барботер

В отличие от реакторов РБМК (две петли), энергоблок с МКЭР имеет четыре петли многократной принудительной циркуляции, что позволяет уменьшить максимальные диаметры трубопроводов, используемых в КМПЦ, и, следовательно, увеличить защищенность установки при максимальной проектной аварии. Каждая из четырех петель включает в себя барабан-сепаратор, трубопроводы, подающие воду в ГЦН, и трубопроводы, подводящие воду в раздаточно-групповые коллекторы, из которых теплоноситель раздается по топливным каналам. Установленные на главных паропроводах быстродействующие отсечные задвижки (БЗОК) позволяют (в случае разгерметизации в любой петле) изолировать петли друг от друга. В каждой петеле предполагается использовать по три ГЦН новой конструкции. Прототипом ГЦН служат насосы ЦВН-12, разработанные и испытанные в 1986 г. для атомной энергетической установки РБМ-КП 2400. Основным достоинством этих насосов является двухскоростной режим работы, что позволяет отказаться от дополнительной регулирующей арматуры.
Перегрузка топлива в реакторе МКЭР может осуществляться как на остановленном, так и на работающем реакторе. Это преимущество канальных реакторов позволяет добиться высокого коэффициента использования установленной мощности, более глубокого и равномерного выгорания топлива.
Важной составляющей себестоимости энергии вырабатываемой на АЭС являются выгорание топлива и расход природного урана. Проведенные нейтроно-физические расчеты показали, что при начальном обогащении 2,4 % средняя глубина выгорания выгружаемого топлива составляет 30 МВт сут/кг, а расход природного урана - 16,7 гU/МВт ч(э). Отметим, что расход природного урана в энергоблоках с МКЭР-1500 меньше чем в существующих канальных реакторах РБМК в 1,5 раза и примерно в 1,65 раза меньше чем в реакторах ВВЭР-1000.
В перспективном корпусном реакторе APWR (совместный проект усовершенствованного PWR мощностью 1350 МВтэл компаний Вестингауз и Мицубиси Хэви Индастри) расход природного урана - 17,8 гU/МВт.ч(э), что на 6,6 % больше, чем в реакторе МКЭР-1500.
Таким образом, показатели использования топлива в реакторе МКЭР-1500 существенно выше достигнутых в настоящее время на действующих российских АЭС с реакторами РБМК и ВВЭР и не уступают показателям перспективных западных реакторов корпусного типа.
Реактор МКЭР-1500 так же, как и реакторы РБМК-1000, позволяет при наличии необходимого оборудования без ущерба для производства электроэнергии, при сохранении высокого уровня ядерной и радиационной безопасности осуществлять наработку различных радионуклидов технического и медицинского назначения, осуществлять процесс радиационного легирования различных материалов.
Наиболее широко в современных радиационных технологиях (медицина, промышленность, охрана экологии) применяется радиоактивный изотоп 60Со, являющийся источником гамма-излучения. Опыт наработки 60Со в реакторах РБМК-1000 Ленинградской АЭС и проведенные расчеты показали возможность накопления приемлемых для практических целей значений удельной активности.
Учитывая, что на мировом рынке цена кобальта с удельной активностью ( 100 Ки/г составляет ( 1 US $/Ки, стоимость годового производства кобальта в реакторе МКЭР-1500 может составить около 6 млн. US $. Это существенно превышает увеличение затрат на топливо, связанное с производством кобальта. По приближенной оценке доля дополнительных затрат на топливо составляет около ( 20 % от стоимости наработанного кобальта.

Рисунок 2. Принципиальная схема энергоблока с РУ МКЭР-1500

Улучшение эффективности управления авариями основывается на ряде технических решений, позволяющих создать глубоко эшелонированную защиту реактора. К наиболее важным особенностям такой защиты относятся:

•  увеличение (по сравнению с РБМК) числа барьеров на пути распространения ионизирующих излучений и радиоактивных веществ в окружающую среду (топливная матрица; оболочки тепловыделяющих элементов; границы контура циркуляции; двухслойная защитная оболочка (контейнмент)); 
•  отрицательный паровой и мощностной коэффициенты реактивности, что обеспечивает перевод реактора в подкритичное состояние при снижении расхода через реактор или при ошибочном росте мощности;
• отрицательный эффект обезвоживания активной зоны, который при потере теплоносителя, даже в случае отказа аварийной защиты, на начальной стадии процесса обеспечивает снижение мощности реактора; 
• отсутствие внутренних причин, которые могли бы привести к выделению общей реактивности больше доли запаздывающих нейтронов; 
•  малый запас реактивности на выгорание за счет использования перегрузки топлива на ходу, что приводит к сравнительно низкому весу стержней, обеспечивающих оперативный запас реактивности на регулирование; 
• отрицательный эффект обезвоживания контура охлаждения СУЗ при введенных в зону исполнительных органов одной из двух систем останова реактора, что обеспечивает подкритичность реактора при полной потере функции охлаждения; 
• близкий к нулю или слабо отрицательный эффект реактивности по температуре графитового замедлителя. 
• кластерные регулирующие органы и контур охлаждения СУЗ разделенный на две независимые петли;
•  пассивная система длительного расхолаживания реактора, которая обеспечивает отвод остаточного энерговыделения в активной зоне не менее 72 часов;
•  решения, обеспечивающие, при необходимости, сброс пара через главные предохранительные клапаны (ГПК), эквивалентный 100%-ной паропроизводительности реактора; 
• разделение контура циркуляции теплоносителя на четыре независимые петли, что позволяет уменьшить диаметр наиболее больших трубопроводов; 
• современная система управления составляющая комплекс локальных управляющих систем, которые выполняют необходимый перечень технологических задач, объединенных вычислительной сетью энергоблока и имеющих для наиболее ответственных функций непосредственное взаимодействие с блочным и резервным пультами управления.
• высокая устойчивость системы регулирования и защиты к отказам за счет большого количества органов регулирования с индивидуальными приводами;
•  контрольно-измерительная система, отвечающая принятым требованиям по разделению, диверсификации и дублированию;
•  три подсистемы аварийного охлаждения активной зоны, (быстродействующая - от баллонов высокого давления; длительного расхолаживания - от насосов, и пассивная система длительного расхолаживания);
•  "шахматная" разводка ТК активной зоны, при которой теплосъем от ТК аварийных раздаточных групповых коллекторов обеспечивается теплоносителем в ТК неаварийных РГК;
•  обеспечение конструктивной целостности активной зоны как в быстропротекающих аварийных условиях при практически номинальных параметрах теплоносителя в контуре циркуляции (гипотетические разрывы ТК одного РГК), так и в условиях длительного перегрева активной зоны благодаря сбросу давления в контуре циркуляции и последующего расхолаживания реактора;
• локализация максимальных выбросов пароводяной смеси, пара и радиоактивных веществ под защитной оболочкой. 

Для предварительной оценки безопасности энергоблока с РУ МКЭР - 1500 были проведены вероятностный анализ и детерминистический анализ наиболее неблагоприятных аварий. Предварительный анализ нарушений нормальных условий эксплуатации и аварийных режимов показывает, что: 

• санитарно-защитная зона АЭС может быть ограничена размерами промплощадки станции, а граница зоны планирования защитных мероприятий может быть не более 3000 м; 
• вероятность тяжелого повреждения активной зоны равна ~ 10-6 1/реакторо×год, а вероятность крупного выброса активности во внешнюю среду ~ 10-7 1/реакторо×год.

Материалы проекта реакторной установки МКЭР-1500 учитывают современные и международные требования по безопасности АЭС, в частности требования и критерии МАГАТЭ в области безопасности для инновационных реакторов. Выполненные при проектировании требования эффективности и безопасности эксплуатации АЭС, защита от радиационной опасности - для общества и защита инвестиций - для атомной энергетики позволяют говорить о проекте РУ МКЭР-1500 как о наиболее перспективном для замещения мощностей Ленинградской АЭС.