Развитие советской атомной энергетики в ближайшем будущем будет базироваться на реакторах типа ВВЭР-1000 электрической мощностью 1000 МВт и реакторах РБМК электрической мощностью 1000 МВт. В ближайшие годы будут вводиться такие реакторы мощностью до 1500 МВт, а мощность реактора РБМК, возможно, будет доведена до 2400 МВт.
Корпусные реакторы с водой под давлением, изготовляемые в США, ФРГ, Франции, Японии и в некоторых других странах, выпускаются в основном по лицензии американских фирм и поэтому существенно не отличаются своими техническими характеристиками от реакторов фирм США.
В Англии развитие атомной энергетики базируется на корпусных реакторах собственной разработки с охлаждением ТВЭЛов потоком углекислого газа СО2 под давлением до 50 ата.
В Канаде строятся канальные реакторы, аналогичные нашим реакторам РБМК и отличающиеся тем, что в них для замедления нейтронов используется тяжелая вода.
По основным показателям отечественный реактор ВВЭР-1000 близок, а по некоторым характеристикам (например, теплонапряженность активной зоны, прочностные свойства материала корпуса) превосходит современный зарубежный технический уровень.
Отечественные парогенераторы горизонтального типа показали высокую надежность.
Конструкции зарубежных вертикальных парогенераторов обеспечивают компактное размещение оборудования в здании реактора. Но эти парогенераторы в отличие от советских изготовляются из дорогих сталей с большим содержанием никеля для поверхностей нагрева. И тем не менее их надежность по крайней мере до сих пор существенно ниже надежности работы наших горизонтальных парогенераторов.
Первая в мире атомная электростанция мощностью 5 МВт имела канальный уран-графитовый реактор типа РБМК на тепловых нейтронах. Активная зона состояла из графитовой кладки, в которой размещены рабочие каналы. Вода под давлением 100 ата из верхней головки рабочего канала поступает в центральную опускную трубу, входит далее в тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы), каждый из которых представляет собой две концентрические трубки из нержавеющей стали, между которыми располагается ядерное горючее. Затем вода поднимается по ТВЭЛам вверх и выходит из рабочего канала.
Температура воды на входе в реактор (канал) составляет 190° С, а на выходе — 280° С. Далее вода из реактора при температуре 280° С поступает в парогенераторы, где происходит теплообмен, т. е. отвод тепла от первого контура во второй.
Вода второго контура, проходя через парогенератор, испаряется и перегревается, после чего пар с давлением в 13,5 ата и температурой в 255—260° С направляется в турбину.
Накопленный на первой экспериментальной АЭС опыт позволил создать несколько иной тип промышленного реактора и обеспечить строительство и ввод в эксплуатацию двух первых мощных канальных реакторов на Белоярской атомной электростанции имени И. В. Курчатова. Первый блок этой АЭС имеет мощность 100 МВт. На этом блоке в отличие от реактора первой АЭС перегретый пар при давлении 100 ата и температуре 500° С получается непосредственно в активной зоне реактора. Для этой цели непосредственно в реакторе устанавливаются специальные пароперегревательные каналы «второго контура», в которых происходит перегрев пара. Получение непосредственно в реакторе пара указанных параметров позволило использовать серийно выпускаемую паровую турбину. В результате КПД тепловой части Белоярской АЭС стал таким же, как на тепловых электростанциях с органическим топливом, работающих на тех же параметрах пара.
Опыт с ядерным перегревом пара показал, что пар, получаемый в реакторе, в действительности имеет слабую радиоактивность, практически не осложняющую условия эксплуатации турбины. Учитывая этот опыт, на втором блоке Белоярской АЭС мощностью 200 МВт, была запроектирована и осуществлена одноконтурная схема вместо двухконтурной первого блока. По этой схеме пароводяная смесь из испарительных каналов реактора направляется в барабан-сепаратор, где происходит отделение воды от пара. Из барабана пар поступает затем в перегревательные каналы реактора, а отсепарированная вода, предварительно смешанная с конденсатом, поступающим от турбин, снова направляется в циркуляционную систему испарительного контура. Здесь имеется полная аналогия с водотрубным паровым котлом, в котором за счет тепла сжигаемого топлива производится как испарение воды, так и перегрев пара.
Опыт эксплуатации реакторов с перегревом пара Белоярской АЭС показал: блоки с реакторами этого типа имеют высокие показатели по КПД; интенсивность радиационных загрязнений, которым подвержено оборудование, не вызывает особых затруднений в эксплуатации.
Вместе с тем энергетическим блокам с канальными уран-графитовыми реакторами этого типа присущи недостатки. В активной зоне этих реакторов имеются конструкционные элементы из нержавеющей стали, которая сильно поглощает нейтроны. Это обстоятельство ухудшает физические характеристики реактора и в результате приводит к существенному перерасходу урана- 235. Вследствие этого себестоимость производства электроэнергии БАЭС соответственно повышается.
Следующий этап развития атомной энергетики — строительство первой очереди Ленинградской АЭС с двумя канальными реакторами типа РБМК мощностью по 1000 МВт.
Первый энергоблок этой АЭС вевден в эксплуатацию в конце 1973 г., а в 1974 г. блок достиг проектной электрической мощности. На Ленинградской АЭС установлен одноконтурный кипящий реактор, производящий насыщенный пар давлением 65 атм и температурой 284° С. Из реактора пар поступает на две паровые турбины мощностью по 500 МВт.
Второй энергоблок ЛАЭС был введен в 1975 г. Опыт эксплуатации Ленинградской АЭС подтвердил высокие экономические показатели реакторов РБМК-1000. На этой основе принято решение о внедрении энергоблоков с реакторами РБМК-1000 на ряде крупнейших АЭС Советского Союза. В 1977 г. вошла в строй Курская АЭС с реакторами РБМК мощностью в 1 млн. кВт. Особенностью РБМК-1000 является возможность замены тепловыделяющих сборок без остановки реактора.
Атомные теплоцентрали
Проблемы получения на АЭС от атомных реакторов не только электрической, но и тепловой энергии были успешно реализованы на Билибинской атомной электростанции, которая построена на Чукотке. Атомные реакторы Билибинской АЭС аналогичны блокам Белоярской АЭС. Некоторое отличие состоит в том, что на Билибинской АЭС не предусмотрен перегрев пара в реакторе и турбина мощностью 12 МВт работает на насыщенном паре давлением 65 атм. Кроме того, в целях повышения надежности работы и безопасности эксплуатации реактора в условиях Крайнего Севера принята простейшая схема охлаждения активной зоны реактора за счет естественной циркуляции теплоносителя по первому контуру.
На Билибинской АЭС установлены четыре блока по 12 МВт. От каждого энергоблока имеется возможность получать тепловую энергию в количестве 15—25 Гкал/ч. Первый энергоблок Билибинской АЭС пущен в 1971 г. и четвертый — в 1976 г. Опыт эксплуатации этой электростанции имеет большое значение для электро- и теплоснабжения новых районов, где отсутствуют ресурсы органического топлива.
В Основных направлениях развития народного хозяйства СССР на 1976—1980 годы записано: «Предусмотреть опережающее развитие атомной энергетики в европейской части СССР. Ускорить строительство и освоение реакторов на быстрых нейтронах. Приступить к подготовительным работам по использованию атомной энергии для целей теплофикации» *.
* Материалы XXV съезда КПСС. М., Политиздат, 1976, с. 177. Выполняя эту задачу, в стране развернуто строительство крупных атомных электростанций в европейской части СССР: Ленинградской, Ингалинской, Нововоронежской, Курской, Смоленской, Калининской, Ровенской, Чернобыльской, Южно-Уральской, Армянской.
Основным направлением технического развития атомных электростанций на ближайшую перспективу является укрупнение единичных мощностей реакторов и всего оборудования ядерных паропроизводительных установок, паровых турбин, турбогенераторов, трансформаторов, а также и в целом электростанций. Это позволит снизить удельную стоимость строительства, ускорить темпы наращивания мощностей, улучшить технико-экономические показатели работы электростанций и условия их эксплуатации.
Первоочередной задачей является освоение головного энергоблока мощностью 1000 МВт с водо-водяным реактором ВВЭР-1000 с двумя турбинами мощностью по 500 МВт на 1500 об/мин. На основе эксплуатации этого энергоблока, устанавливаемого на Нововоронежской АЭС, должно быть организовано серийное производство подобных энергоблоков. Предстоит освоение производства турбин мощностью 1000 МВт на 1500 об/мин для спаривания с реактором ВВЭР-1000. Серийный блок с реактором ВВЭР-1000 намечено также установить на Южно-Украинской АЭС.
В области канальных водографитовых реакторов предстоит разработать и создать оборудование для головного реактора РБМК-1500 мощностью 1500 МВт. К реактору мощностью 1500 МВт будут изготовлены турбины К-750-65 мощностью 750 МВт на 3000 об/мин на давление насыщенного пара 65 ата, соответствующие барабаны-сепараторы.
Предстоит строительство атомных электростанций, а также атомных котельных для централизованного теплоснабжения крупных населенных пунктов. Будет создана наша первая мощная атомная электростанция с корпусным кипящим реактором ВК-500 мощностью 500 МВт.
Чтобы повысить возможности использования атомных реакторов для промышленных целей, а также улучшить КПД атомных электростанций.
Проектные проработки и опыт эксплуатации первых АЭС показывает, что, несмотря на то что удельная стоимость строительства атомных электростанций значительно выше (в 1,5—2 раза), чем крупных конденсационных тепловых электростанций, себестоимость производства электроэнергии на АЭС практически одинакова или даже ниже, чем на обычных ГРЭС, расположенных в центре. Это объясняется тем, что топливная составляющая в себестоимости электроэнергии при ядерной горючем примерно в 2 раза ниже по сравнению с тепловой электростанцией на органическом топливе в европейской части СССР. По проектам атомных электростанций, намечаемых к вводу в десятой пятилетке, себестоимость электроэнергии оценивается на уровне 0,5—0,8 коп/кВт-ч, в то время как себестоимость электроэнергии на действующей Криворожской ГРЭС мощностью 3600 МВт составляет 0,9 коп/ кВт · ч.
Большая роль в обеспечении основным оборудованием атомных электростанций будет принадлежать Волгодонскому заводу энергетического машиностроения. В заключение здесь следует напомнить, что первый атомный реактор в Европе был построен академиком И. В. Курчатовым, которому принадлежат также огромные заслуги по решению в нашей стране атомной проблемы в целом. В создании АЭС важны заслуги академиков А. П. Александрова и Н. А. Доллежаля.
