Одно из основных направлений развития атомной энергетики на ближайшие десятилетия — водо-водяные энергетические реакторы (ВВЭР). Уже первые отечественные ВВЭР продемонстрировали правильность заложенных в них научных и технических основ и проектноконструктивного осуществления. Жизненность и перспективность направления прежде всего проявились в том, что были подтверждены характеристики, на которых основываются экономические показатели АЭС и от дальнейшего совершенствования которых зависит улучшение этих экономических показателей.
Высокая эффективность легкой воды как замедлителя нейтронов позволила получить большую мощность реактора при малых размерах активной зоны и разработать на базе этого компактную энергетическую установку с корпусным реактором. Выбор в качестве топливной композиции спеченной двуокиси урана оказался перспективным в двух отношениях. Этот вид ядерного топлива устойчив к размыванию водой реакторного теплоносителя и обеспечивает поэтому наилучшие радиационные условия и наименьшее загрязнение I контура в случае выхода из строя твэлов. Второе полезное свойство твэлов из двуокиси урана — сохранение ими работоспособности при достаточно глубоком выгорании, что создало хорошую перспективу дальнейшего улучшения топливного цикла реакторов. Следует, однако, заметить, что применение двуокиси урана в качестве делящегося материала не является оптимальным в отношении физики топливного цикла и с самого начала рассматривалось как компромисс, частично удовлетворяющий физическим и техническим требованиям. Переход в дальнейшем, по мере совершенствования технологии ядерного топлива, на более плотные композиции на основе металлического урана открывает перспективы дополнительного улучшения экономических характеристик топливного цикла.
В качестве основного конструкционного материала активной зоны был применен специально разработанный для этой цели циркониевый сплав. Ориентировка на цирконий позволила обеспечить достаточно высокие параметры реакторного теплоносителя и тем самым удовлетворительную термодинамическую эффективность теплосилового цикла; в то же время удалось сохранить достаточно благоприятный нейтронный баланс в активной зоне, ограничив вредное поглощение нейтронов в конструкционных материалах.
Использование ВВЭР на АЭС привело к внедрению в энергетику турбогенераторов на насыщенном паре. Это принципиально важное решение позволило реализовать на АЭС достаточно удовлетворительный КПД цикла (от 21 до 34%) при сравнительно невысокой температуре теплоносителя в реакторе (300—350°С).
Решающим фактором, определившим мощность первого промышленного ВВЭР — реактора I блока НВАЭС — 210 Мвт (эл.), стал максимально возможный размер корпуса реактора (внешний диаметр 3,8 м при длине около 12м), принятый практически предельным из условий изготовления на заводе и перевозки готового корпуса по железным дорогам. Требования железнодорожной перевозки реактора и другого оборудования реакторных установок ВВЭ является определяющим в дальнейшем развитии и совершенствовании технических характеристик этого направления и до сего времени. Для корпуса реактора применена высокопрочная низколегированная сталь, обеспечивающая его минимальные габариты и массу.
Первый блок НВАЭС был пущен в эксплуатацию в сентябре 1964 г. В год пуска это была самая мощная АЭС в мире.
Следующая качественная ступень (второе поколение) развития ВВЭР — реакторная установка ВВЭР-440 — была положена в основу первой крупной серии АЭС, поскольку их удовлетворительные экономические показатели сделали эти станции вполне конкурентоспособными со станциями на обычном топливе практически во всех районах Европейской части СССР. Эти реакторы нашли широкое применение также и в ряде зарубежных стран: они работают и продолжают сооружаться в ГДР, Болгарии, в Финляндии, Чехословакии, Венгрии и др.
Следующий этап развития (третье поколение) — реактор ВВЭР-1000 (рис. 1.15 и 1.16), сооружаемый на НВАЭС для V блока и являющийся головным в новой серии.
Промежуточное место между первым и вторым поколениями занимает реакторная установка ВВЭР-3 II блока НВАЭС. На этой установке были внедрены все основные усовершенствования активной зоны, разработанные для серийного реактора средней мощности и использованные затем в установке ВВЭР-440. Чтобы не задерживать практическую проверку этих решений, АЭС и реакторная установка были укомплектованы в основном оборудованием, которое было разработано и рассчитано практически на те же параметры.
Практически оптимальный температурный напор в парогенераторе, устойчиво сохранившийся на всех этапах развития ВВЭР, оказался 23—24°С (средний логарифмический напор).
Рис. 1.15. Водо-водяные энергетические реакторы
Наиболее важным фактором развития направления является увеличение единичной мощности энергетического блока. Увеличение единичной мощности важно по двум независимым причинам: 1) уменьшаются удельные капитальные затраты; 2) обеспечивается возможность выдержать необходимый темп наращивания энергетических мощностей в стране в увязке с возможным темпом роста строительной и производственной базы и численности эксплуатационного персонала.
Повышение мощности блока обеспечивается увеличением тепловой мощности реакторной установки и повышением термодинамической эффективности паросилового цикла (КПД), для чего требуется повышение параметров II и как следствие I контура.
Развитие проблемы ВВЭР прошло через две последовательные ступени повышения параметров.
Целесообразное для повышения параметров пара увеличение давления в I контуре ограничивается допустимой температурой при фиксированном давлении в I контуре и температурном напоре в парогенераторе решающее значение в определении оптимального соответствия между минимальной температурой I контура, расходом первичного теплоносителя и давлением вторичного пара имеет уровень надежности системы теплоотвода, определяющий необходимый запас температуры первичного теплоносителя до насыщения.
Прямыми средствами увеличения тепловой мощности ВВЭР являлись: уменьшение неравномерности тепловыделения в активной зоне; увеличение общей длины и поверхности тепловыделяющих элементов; уменьшение запасов между рабочими и предельно допустимыми значениями параметров.
Основной вклад в повышение мощности реактора путем снижения неравномерности тепловыделения был сделан при переходе на НВАЭС от активной зоны I блока к активной зоне II блока.
Рис. 1.16. Парогенераторы АЭС с ВВЭР
Реакторы ВВЭР ориентированы в основном на режим трех частичных перегрузок за кампанию. Проектная длительность рабочего периода между перегрузками составляет во втором и третьем поколениях реакторов 6500— 7000 эфф. ч, что обеспечивает хороший коэффициент использования установленной мощности станции и позволяет осуществлять перегрузку раз в год в удобный для энергосистемы весенне-летний период. Во всех реакторах, за исключением ВВЭР-210, применяется такой режим перегрузки твэлов. Принятый в самом начале разработки ВВЭР и заложенный в основу всего развития направления принцип заводского изготовления корпуса реактора и его железнодорожной перевозки поставил в жесткие рамки возможность увеличения общей загрузки урана и поэтому стимулировал с самого начала освоение твэлов несколько меньшего диаметра, чем было принято в зарубежной практике.
Режим перегрузок, при котором свежее топливо всегда загружается на периферию активной зоны с последующей перестановкой его в центральную область (с пребыванием в ней в течение двух рабочих периодов), откуда оно в конечном счете и выгружается. Такой режим движения топлива обеспечивает необходимое выравнивание тепловыделения в активной зоне; кроме того, сокращается разница между средним и максимальным выгоранием выгружаемого топлива. Дополнительное снижение неравномерности тепловыделения было обеспечено внедрением на II блоке НВАЭС регулирования выгорания на мощности раствором борной кислоты в первичном теплоносителе.
Повышение расхода теплоносителя требует разработки нового, более мощного насосного оборудования, чтобы избежать экономически нецелесообразного увеличения числа петель в реакторной установке. Важный фактор, сдерживающий увеличение расхода теплоносителя в ВВЭР, — скорость воды в активной зоне и в корпусе реактора.
Увеличение общей длины твэлов возможно двумя способами: увеличением общей загрузки урана в активную зону и уменьшением диаметра.
Применение твэлов сравнительно малого диаметра обеспечило на первых стадиях развития ВВЭР резерв в линейной тепловой нагрузке, который стимулировал значительное увеличение энергонапряженности топлива и объема активной зоны.
В последнем средстве повышения мощности — уменьшении запасов между рабочими предельными значениями параметров — следует выделить три фактора.
Первый связан с углублением наших знании о процессах, происходящих в реакторе. Типичный пример постоянного совершенствовании проводимых исследований и повышения достоверности результатов — изучение кризиса теплообмена в условиях активной зоны. Решающим здесь является максимальное приближение условий исследований к натурным рабочим условиям.
Второй связан с достоверностью знания параметров, реализуемых в реакторе, и обусловлен совершенствованием измерительные систем, в первую очередь — внутриреакторных измерений.
Таблица 1.5. Основные характеристики АЭС с реакторами ВВЭР
Третий фактор — повышение надежности системы теплоотвода, что позволяет получить одинаковое увеличение тепловой мощности при увеличении расхода или большее повышение мощности при фиксированном увеличении расхода. Этот фактор дал наибольший вклад в повышение мощности при переходе от ВВЭР-440 к ВВЭР-1000 за счет замены бессальниковых ГЦН, обладающих малой инерцией, насосами с вынесенным электродвигателем, снабженным специальным маховиком, и организованными протечками.
Помимо факторов, являющихся прямыми средствами повышения мощности, для обеспечения этого повышения важны увеличение глубины выгорания топлива и загрузки топлива в активную зону. В этой связи следует подчеркнуть, что железнодорожная перевозка корпуса облегчает создание АЭС во многих районах СССР и в других странах, но практически ограничивает единичную мощность блока ВВЭР значением 1000 Мвт (эл.) из-за трудностей размещения большей загрузки урана. Практически максимальные по транспортабельности по железным дорогам габариты корпуса были достигнуты уже для реактора ВВЭР-210.
Основным направлением реализовавшегося до настоящего времени улучшения экономичности топливного цикла ВВЭР является увеличение глубины выгорания топлива.
В массовом опыте выгорания горючего в реакторах II блока НВАЭС и ВВЭР-440 уже достигнута проектная глубина выгорания около 28 000 Мвт сутки/т в среднем по выгружаемому горючему при максимальном выгорании в среднем по твэлу более 40 000 Мвт сутки/т.
Активная зона ВВЭР-1000 ориентирована на среднюю глубину выгорания горючего 40 000 Мвт. сутки/т при максимальном выгорании в среднем по твэлу до 44 000 Мвт. сутки/т; для этого на перегрузку необходимо подавать топливо, обогащенное до 4,4%.
Реакторы каждого поколения ВВЭР имеют и свои отличительные особенности, вытекающие из условий работы, параметров установки, накопленного опыта проектирования и эксплуатации. Так, в реакторах первого и второго поколений компенсация реактивности и управление осуществляются с помощью «двухэтажных» органов регулирования (подвижная кассета с ядерным горючим, сочлененная с поглотителем — нейтронной ловушкой). При таком решении в активной зоне не остается в рабочих условиях никаких других конструкционных элементов, кроме топливных кассет. Объем активной зоны используется максимально. Искажающее воздействие на поле тепловыделения таких поглотителей практически исключается, если для регулирования реактивности в теплоносителе I контура применяется борсодержащий раствор, позволяющий вывести из активной зоны при работе на мощности почти полностью все твердые поглотители.
Выбор конструкции механических органов регулирования в реакторе ВВЭР-1000 был обусловлен двумя факторами. Во-первых, размещение в транспортабельном по железным дорогам корпусе активной зоны, обеспечивающей мощность до 3000 Мвт (т.), требовало более экономного использования высоты корпуса и побудило отказаться от перемещения топливных сборок и перейти от «трехэтажной» зоны (нижний «этаж» — для размещения выдвигаемых из активной зоны топливных сборок) к «двухэтажной». Это позволило увеличить высоту и диаметр активной зоны. Во-вторых, некоторое повышение скорости теплоносителя, сопровождающееся увеличением мощности реактора в указанных условиях, создает дополнительные трудности для применения органов регулирования с подвижным топливом из-за выталкивающего воздействия потока воды.
Рис. 1.17. Испытательный стенд для насоса ГЦН-195 реактора ВВЭР-1000
Установка сферических крышек определила и применение уплотнений с помощью прокладок, которые не приводят к дополнительным распорным усилиям и не требуют установки бандажа на горловине корпуса.
Рис. 1.18. Южно-Украинская АЭС (разрез главного корпуса)
1 — реактор; 2 — машина для перегрузки топлива; 3 — кран реакторного отделения; 4 — компенсатор объема; 5 — барботер; 6 — аварийный гидроаккумулятор; 7 — деаэратор; 8 — турбоагрегат; 9 — кран турбинного отделения; 10 — регенеративные подогреватели; 11 — защитная оболочка
Приводами для перемещения органов регулирования в реакторах ВВЭР-210 и ВВЭР-365 служат механизмы с кинематической парой сборке и вводятся в специальные направляющие трубки. Реакторы первого поколения, ВВЭР-210 и ВВЭР-365, рассчитаны на рабочее давление в I контуре 100 и 105 ат соответственно, что позволило применить плоскую крышку корпуса толщиной 500 мм с самоуплотняющимися клиновыми затворами. Прокладка — никелевая или медная по диаметру 3 350 мм. Наличие клиновых затворов потребовало установки бандажа на фланце корпуса. Эксплуатация подтвердила надежность таких затворов по обеспечению герметичности и удобство при сборке и разборке.
В реакторах ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 применены сферические крышки, так как при давлении в I контуре 125 и 160 ат толщина плоских крышек должна быть резко увеличена. винт — шариковая гайка. Охлаждение их осуществляется водой I контура, охлажденной и очищенной в установках спецводоочистки.
В реакторах ВВЭР-440 применены механизмы с кинематической парой рейка — шестерня, приводы и механизмы охлаждаются водой промежуточного контура специальной системой, не связанной с I контуром. Это решение делает независимой работу системы спецводоочистки по поддержанию определенного режима I контура от работы механизмов СУЗ.
У ВВЭР-1000 органы регулирования легкие, поэтому не требуется мощных и тяжелых приводов и механизмов, как на реакторах первого и второго поколений ВВЭР. В проекте ВВЭР-1000 предусмотрено использование электромагнитных шаговых приводов с воздушным охлаждением.
Рис. 1.19. Реактор ВВЭР-1000
1 — блок с приводами СУЗ; 2 — активная зона; 3 — корпус
Для обеспечения оптимальных компоновочных и строительных решений увеличение мощности блока должно сопровождаться увеличением мощности и производительности основного оборудования. Стремление уменьшать удельные капитальные затраты в серийных установках и рациональнее использовать производственные мощности заводов-изготовителей приводит к тому, что тенденция укрупнения оборудования приобретает самостоятельный характер, вне связи с увеличением мощности блока.
Укрупнение оборудования, безусловно, требует существенного повышения его надежности, а это, в свою очередь, позволяет пересмотреть некоторые аспекты принципиальной схемы установки, компоновки оборудования и способов обеспечения ремонта. Опыт, накопленный по всем установкам ВВЭР, позволяет рассчитывать на такое повышение надежности и подтверждает целесообразность упрощений компоновочных решений и принципиальной схемы.
Известно, что в первом реакторе (ВВЭР-210) каждая циркуляционная петля I контура размещалась в изолированном боксе, позволявшем производить ремонт ее оборудования при работе реактора с остальными петлями. В реакторной установке II блока НВАЭС в каждом боксе было размещено по две петли, а 1 реакторе ВВЭР-440 в одном боксе размещено оборудование уже всех шести петель. Аналогичное размещение четырех петель предусматривается в реакторе ВВЭР-1000 (рис. 1.19).
Для всех АЭС с ВВЭР в СССР используются однокорпусные горизонтальные парогенераторы с погруженной поверхностью теплообмена.
При разработке парогенераторов для ВВЭР-1000 были рассмотрены различные варианты конструкций и технологических схем, проведены сравнительные оценки их экономических показателей. С учетом накопленного опыта создания и эксплуатации парогенераторов насыщенного пара в СССР для ВВЭР-1000 принят тип горизонтального парогенератора. Конструктивно он повторяет предыдущие конструкции и отличается от них существенным увеличением внутреннего диаметр (4000 мм вместо 3200 мм для ВВЭР-440), уменьшением диаметра теплообменных труб (12 мм) и более эффективными сепарационными устройствами. В парогенераторах всех реакторов применяются вертикальные трубные коллекторы, заделка теплообменных труб в трубные коллекторы производится. Такая конструкция коллектора обеспечила многолетнюю надежную работу парогенераторов всех ВВЭР.
Дальнейшее повышение мощностей энерго блоков с ВВЭР требует разработки новых конструкций парогенераторов, не ограничений перевозкой по железной дороге. Разрабатываются различные варианты вертикальных паро генераторов, обеспечивающих электрическую мощность до 500 Мвт и более и позволяющие несколько улучшить и удешевить строительно-компоновочные решения главного корпуса АЭС.
Создание ВВЭР мощностью примерно 2000 Мвт возможно несколькими путями. Необходимую для такого реакторного блока тепловую мощность 6000—6300 Мвт можно получить от активной зоны, размещаемой в корпусе для реактора ВВЭР-1000, применяя твэлы диметром 6 мм, перегружая топливо дважды в год и для сохранения общего расхода охлаждающей воды в реакторе в рамках значений, принятых в проекте ВВЭР-1000, генерируя насыщенный пар давлением 47 ат. Увеличение тепловых нагрузок твэлов, может быть, обеспечено дополнительными мерами по интенсификации теплообмена.
Более предпочтителен в настоящее время путь, сохраняющий все основные решения по активной зоне и предельные параметры, заложенные в конструкции реактора ВВЭР-1000. Для реализации такого блока требуется создать корпус внутренним диаметром 5,7 м, в котором может быть размещено около 150 т. топлива (в пересчете на металлический уран). Для такого блока должны быть разработаны новые, более мощные парогенераторы. При сохранении насосов от реакторной установки ВВЭР-1000 возможна схема с двумя насосами на один парогенератор; при сохранении схемы с четырьмя ГЦН потребуется сооружение насоса производительностью около 40 000 м3/ч.
Отказ от железнодорожной перевозки корпуса приводит к необходимости либо использовать другие средства транспорта, либо монтировать стальной корпус на площадке АЭС. Для сборочного монтажа на площадке больше подходят многослойные корпуса, изготовляемые методом рулонирования, поскольку они не требуют термообработки корпуса после монтажа. Изготовление корпусов на месте возможно не только из стали, но и из предварительно-напряженного железобетона, причем применение последнего полностью снимает вопрос об ограничении мощности ВВЭР. Невозможность появления крупных трещин от хрупкого разрушения делает бетонный корпус принципиально более безопасным, чем металлический. Однако в комплексе с бетонным корпусом представляется целесообразным применять ВВЭР кипящего типа. Существенно и вдвое меньшее давление кипящего ВВЭР по сравнению с некипящим. Для создания мощных кипящих ВВЭР полезен большой положительный опыт работы экспериментального кипящего реактора ВК-50 в НИИАР. Большой объем исследований, проведенных на этом реакторе, позволил реализовать в условиях естественной циркуляции в активной зоне удельную энергонапряженность, превышающую полученную на реакторе I блока НВАЭС при принудительной циркуляции. Для кипящего реактора с естественной циркуляцией, обеспечивающего электрическую мощность 2000 Мвт, требуется корпус диаметром 12—14 м и высотой 21—23 м с толщиной бетонных стенок около 5 м. При этом отпадает необходимость в парогенераторах и другом сложном оборудовании.
Наряду с решением задачи дальнейшего повышения единичной мощности атомных энергоисточников длительное время будет оставаться актуальной задача улучшения экономики топливного цикла — снижение расхода природного урана на единицу вырабатываемой энергии. В ВВЭР перспективен переход с двуокисного топлива на металлическое, что при работе с возвратом отработанного горючего в цикл позволяет сэкономить до 30% естественного урана. При работе в комбинации с реакторами на быстрых нейтронах такая замена топлива позволяет вдвое увеличить наработку плутония. Стоимостные показатели цикла при этом также заметно улучшаются.
Введение в энергосистему страны большого количества АЭС требует пересмотра необходимых режимов их эксплуатации. Если до последнего времени можно было обеспечивать работу АЭС в режиме базовых нагрузок, то в последующие годы им придется принимать участие в покрытии переменной части графиков нагрузок. Опыт работы ВВЭР демонстрирует простоту управления реактором и возможность слежения за изменением нагрузки. Реакторы ВВЭР обладают очень важным качеством — отрицательными температурным и мощностным коэффициентами реактивности и связанной с этим способностью к саморегулированию и самоограничению мощности. Уже для некоторых проектов с применением серийного реактора ВВЭР-440 в проектные режимы заложены сложные графики изменения мощности с еженедельными остановками и ежедневными частичными сбросами нагрузки. На базе оборудования реактора ВВЭР-1000 создается блок ВВЭР-500, к которому также предъявляются повышенные требования маневренности. Малый диапазон изменения рабочей температуры первичного теплоносителя ВВЭР при широком изменении нагрузок создает хорошие предпосылки для длительной надежной эксплуатации реакторного оборудования в условиях переменной мощности.
