К вопросу о перспективах развития атомной энергетики. Часть вторая. Реактор ВВЭР

К вопросу о перспективах развития атомной энергетики

Часть вторая. 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 промышленный водо-водяной энергетический реактор был запущен в эксплуатацию в 1964 году на Нововоронежской АЭС (см. фото 1). Реактор ВВЭР в чем-то отдаленно напоминает паровоз. Это как праправнук похож на прапрадеда. Современный молодой читатель вряд ли представляет себе 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 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. фото 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 фото 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 структура металла 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 йодную 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
5) Ссылки: Монтаж корпуса реактора ВВЭР-1000 на YouTube