О ядерных реакторах и их творцах - Реакторная установка ВК-300

Реакторная установка ВК-300 для производства тепла и электроэнергии
Разработка этой реакторной установки была начата в НИКИЭТ в связи с потребностью замещения подлежащего выводу из эксплуатации на Красноярском горно-химическом комбинате реактора АДЭ-2, являющегося основным источником теплоснабжения г. Железногорска.
Вместе с тем анализ тепло- и электропотребления в России показывает, что ряд регионов (в особенности с небольшими энергосистемами) нуждается в энергоисточниках средней мощности д ля производства тепла и электроэнергии, которые могут быть конкурентоспособными с установками на органическом топливе. В определенной степени прототипом такого рода теплофикационной станции может служить атомная теплоэлектростанция (АТЭС) с реакторными установками ВК-300.
Основные проектные характеристики двухреакторной АТЭС приведены ниже.

Основные проектные характеристики АТЭС

При проектировании реакторной установки акцент был сделан на достижение двух основных целей:

1. Создание ядерного энергетического блока для комбинированного теплоэлектрообеспечения в первую очередь удаленных от центра России регионов. При этом ядерный энергоблок должен быть ограниченной мощности, характерной для существующих (или строящихся) тепловых и электрических сетей.
2. Создание ядерного энергетического блока, отличающегося высоким уровнем безопасности, надежности и конкурентоспособности. При этом учитывается, что, как правило, АТЭС будет находиться близко к черте города, и тем самым иметь небольшую по размерам санитарно­защитную зону.

В проекте реакторной установки применены технические решения, базирующиеся на предшествующем опыте проектирования и эксплуатации подобных реакторных установок. В качестве прототипа реактора ВК-300 используется действующий в России кипящий реактор ВК-50, чей опыт создания и долговременной эксплуатации в г. Димитровграде оказался чрезвычайно полезным. При проектировании реактора ВК-300 учтены также зарубежные достижения в области разработки и эксплуатации кипящих реакторов, особенно в части пассивных систем безопасности.

Реактор ВК-300

В проекте ВК.-300 широко используется основное оборудование, разработанное и производимое для реакторов других типов. Это — корпус реактора ВВЭР-1000, твэлы ВВЭР-1000, а также экспериментально проверенные циклон­ные сепараторы, предназначенные для использования в вертикальных парогенераторах ВВЭР-1000. Таким образом, большая часть основного оборудования для кипящего реактора ВК-300 уже хорошо отработана и имеет значительный опыт эксплуатации. Наряду с этим в проекте предложен и ряд новых решений.
Как известно, в большинстве современных конструкций кипящих реакторов с внутренней сепарацией пара весь поток пароводяной смеси после активной зоны поступает на сепараторы (обычно циклонного типа), где производится отделение влаги. При этом гидравлическое сопротивление сепараторов оказывается большим. Если предварительно отобрать влагу из потока, вернув ее на вход активной зоны, тем самым уменьшив массовый расход пароводяной смеси через сепараторы, можно добиться уменьшения гидравлического сопротивления контура и, как следствие, увеличения расхода естественной циркуляции.
Предусмотренная проектом РУ ВК-300 первичная защитная оболочка (ПЗО) позволяет решить задачу обеспечения безопасности экономно и надежно, применяя простые по конструкции пассивные системы безопасности. ПЗО имеет малый объем (-1700 м ) и выполняет функции:

1. дополнительного (страховочного) корпуса реактора;
2. защитного барьера, который не допускает выхода радиоактивности за установленные пределы при авариях с разрывами паровых, питательных и других трубопроводов непосредственно у реактора;
3. обеспечения возможности аварийного охлаждения активной зоны циркулирующим через реактор теплоносителем без его дополнительных запасов.

Вне ПЗО располагаются баки аварийного расхолаживания (БАР), которые предназначены для:

1. аккумуляции выделяющегося в реакторе тепла (с возможностью его передачи конечному поглотителю в течение неограниченного времени);
2. восполнения запаса охлаждающей воды в реакторе при авариях путем возврата сконденсированного теплоносителя в реактор.

При разрывах паровых либо питательных трубопроводов внутри ПЗО происходит быстрое выравнивание давлений в реакторе и в ПЗО, что создает условия для поступления воды из БАР в активную зону по специальному трубопроводу. Начальная стадия аварии протекает безопасно без подпитки реактора, поскольку запасов воды в реакторе достаточно для обеспечения нормального теплосъема с активной зоны. Далее, по мере снижения давления в реакторе и выравнивания давлений в реакторе и в ПЗО, вода начинает поступать в реактор из БАР самотеком. Образуется «внешний» контур циркуляции: БАР-реактор-ПЗО-БАР. Вода из БАР накапливается со временем в ПЗО, что, однако, не влияет на работоспособность баков, поскольку запасов воды в них достаточно для
успешного функционирования «внешнего» контура естественной циркуляции. Следует отметить, что при аварии с разрывами первого контура происходит и автоматическая герметизация ПЗО (отсечными клапанами пассивного действия), чтобы исключить проникновение радиоактивного теплоносителя за ее пределы.

Принципиальная схема реакторной установки ВК-300

Другой класс аварий — это нарушение теплоотвода от активной зоны по причине отказа турбины или аварий во внешнем за пределами ПЗО питательном тракте реактора. Здесь основная задача — принять тепло от реактора и обеспечить нормальное его расхолаживание. Для этого предназначена специальная система пассивного теплоотвода от реактора, основанная на применении конденсаторов пара, расположенных в ПЗО вокруг реактора. Конденсаторы связаны с реактором трубопроводами, которые при нормальной работе реактора залиты водой первого контура. При понижении уровня воды в реакторе верхний трубопровод открывается для прохода пара из реактора в конденсаторы, а конденсат стекает обратно в реактор. Сами конденсаторы охлаждаются водой из баков аварийного расхолаживания. Система основана на полностью пассивном принципе и предназначена для естественного транспорта тепла от реактора в баки аварийного расхолаживания.
Из изложенного выше видно, что тепло из реактора накапливается в баках аварийного расхолаживания. Теплоемкости самих баков достаточно для работы в течение суток без вмешательства персонала, но продолжительность их работы может быть увеличена на сколь угодное время за счет работы системы отвода тепла от баков к конечному поглотителю. Это простая и надежная система, представляющая из себя два теплообменных аппарата, соединенных трубопроводами. Один из теплообменных аппаратов погружен в воду бака аварийного расхолаживания, а другой вынесен за пределы реакторного зала в поток атмосферного воздуха. Теплоносителем в системе служит вода, циркуляция ее — естественная.
БАР предназначены также для приема выхлопов от предохранительных клапанов реактора и турбины и пара от предохранительных клапанов боксов трубопроводов (в случае разрыва трубопроводов за пределами ПЗО). Это позволяет локализовать в БАР протечки теплоносителя при всех авариях с разрывами первого контура и направить их на выдержку и очистку в газгольдер и установку подавления активности, а после очистки - в вентиляционную трубу. Поскольку надежность удержания теплоносителя в ПЗО весьма высокая (вероятность отказа на требование системы из трех отсечных устройств на границе ПЗО составляет всего 0,5 Е (-9)), разрыв первого контура даже в машинном зале приведет к выбросу в атмосферу (очистка в этом случае, по-видимому, невозможна) всего 4,5 Ки радиоактивности. Это говорит о возможности отказа от герметичной оболочки машинного зала.
Ю. Н. Кузнецов, А. А. Роменков, Ю. И. Токарев, А. И. Алексеев, О. А. Ярмоленко