АЭС с реакторами канального типа. Возможности их развития(конструкция, основные характеристики, водно-химический режим,СВО, дезактивация)

• безопасное отложение на теплопередающих поверхностях - не более 100 мкм за 20000 ч;
• коррозионную стойкость конструкционных материалов основного пароводяного тракта;
• качество насыщенного пара, не вызывающее отложений в проточной части турбины.

 

2. Для АЭС с реактором РБМК-1000 должен предусматриваться и поддерживаться бескоррекционный водно-химический режим.

Изменение способа ведения водно-химического режима допускается после согласования с заинтересованными организациями в установленном порядке.

 

3. Радиолиз воды реактора не подавляется.

 

4. Массовая концентрация молекулярных и ионных загрязнений воды КМПЦ реактора пропорциональна отношению расхода питательной воды к расходу продувочной воды. Массовая концентрация железа и меди в воде КМПЦ не пропорциональна отношению расхода питательной воды к расходу продувочной воды из-за незначительного концентрирования продуктов коррозии, поступающих с питательной водой.

 

5. Загрязнения пара растворимыми примесями из воды КМПЦ обусловлены влагосодержанием пара. Влажность насыщенного пара не должна быть более 0,1 %.

 

6 При применении сплавов меди в качестве конструкционного материала трубной системы конденсатора турбины следует проводить очистку всего потока конденсата турбин.

 

7. При номинальном режиме работы реактора основное количество газовых примесей (водорода и кислорода) переходит в пар и уносится в конденсаторы и регенеративные подогреватели.

Во избежание скапливания в них взрывоопасной смеси водорода и кислорода, не конденсирующихся при данных параметрах, необходима их вентиляция.

 

8. Необходима постоянная вентиляция участков контура СУЗ, где возможно накопление водорода в воздухе, до взрывобезопасной концентрации.

 

 

Табл. 3. Нормы качества воды заполнения и подпиточной воды

реактора РБМК-1000

Нормы качества питательной  и реакторной воды АЭС с реактором  РБМК-1000
Контролируемый параметр	Питательная вода	Реакторная вода
Удельная электропроводность, мкOм/см	-	менее 1
рН при 25 °С	7,0 ± 0,2	6,5—7,2
Концентрация, мкг/кг:
хлорид-иона (Сl-)	менее 4,0	менее 100
кислорода (O2)	менее50	-
окислов железа (Fe)	менее 10	менее 200
окислов меди (Сu)	менее 2,0	менее 50
Массовая концентрация нефтепродуктов,мкг/дм3	Менее 200	-

3.2 Средства обеспечения водно-химического режима

 

1. Средства обеспечения водно-химического режима должны поддерживать качество водного теплоносителя КМПЦ АЭС в пределах норм, установленных настоящим стандартом.

 

2. Средствами обеспечения норм качества воды АЭС являются:

• послемонтажная подготовка оборудования АЭС (очистка КМПЦ реактора, конденсатно-питательного и парового трактов);
• непрерывная очистка части воды КМПЦ при номинальных и пусковых режимах;
• очистка воды КМПЦ во время переходных режимов;
• очистка всего потока конденсата турбин;
• очистка подпиточной воды;
• дегазация конденсата турбин и питательной воды.

В приложении к ГОСТ 26841-86 "НОРМЫ КАЧЕСТВА ВОДНОГО ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ ОСНОВНОГО КОНТУРА И КОНТУРА СИСТЕМЫ УПРАВЛЕНИЯ И ЗАЩИТЫ, СРЕДСТВА ИХ ОБЕСПЕЧЕНИЯ" можно ознакомиться объемом химического контроля.

 

 

    

3.3 Радиолиз водного теплоносителя

Это процесс разложения воды под действием ионизирующего излучения. Вследствие специфических условий реакторной установки (высоких температур, дополнительных химических добавок в теплоноситель первого контура) процесс радиолиза может изменяться. Если для радиолиза чистой воды при низкой температуре реакция имеет вид:

2H₂0 <=> H₂O₂ + O₂  то, например, для первого контура реакторов с водой под давлением:

2Н₂О <=> 2H₂ + O₂ 
а в кипящих реакторах радиолиз протекает в условиях, особо благоприятствующих разложению водного теплоносителя, так как водород и кислород удаляются вместе с паром и концентрация продуктов радиолиза в водной фазе стремится к нулю. 
    Кроме водорода Н₂, кислорода O₂ и перекиси водорода Н₂O₂, при радиолизе воды могут образовываться также Н, ОН, Н0₂ и др. Обычно на практике радиолиз водного теплоносителя не вызывает заметных изменений его физико-химических свойств. Однако следует иметь в виду возможность вторичных неблагоприятных явлений в результате радиолиза:

• отрицательное влияние некоторых продуктов разложения воды на коррозионную стойкость конструкционных материалов;
• возможность образования взрывоопасной смеси кислорода и водорода;
• отрицательное влияние газообразных продуктов разложения на условия теплопередачи и на реактивность реактора.

 

Опыт эксплуатации АЭС с кипящими реакторами показал, что выработанный для них бескоррекционный водный режим обеспечивает устойчивую работу основных конструкционных материалов конденсатно-питательного тракта, главным образом углеродистых сталей.

4. Система СВО

 

Система СВО включает в себя ряд установок, на которых производятся:

• очистка продувочной воды первого контура,
• очистка воды протечек первого контура,
• очистка вод бассейнов выдержки и перегрузки.

Как правило, установки СВО включают в себя механический фильтр, а также анионитовый и катионитовый фильтры (иногда используют ФСД). Кроме того, система СВО может включать в себя выпарные установки.

Для очистки теплоносителя одноконтурных АЭС с кипящими реакторами применяется система конденсатоочистки (КО). Она состоит из механических фильтров и ионитовых ФСД и предназначена для глубокой очистки всего турбинного конденсата как от взвешенных частиц, так и от растворимых примесей.

В механических фильтрах осаждаются продукты коррозии и другие механические загрязнения, а ФСД обеспечивают ионную очистку. Очищенный конденсат через систему регенеративных подогревателей направляется в деаэратор. Конденсатоочистка обеспечивает степень очистки, соответствующую нормам качества питательной воды.

Кроме системы КО, на одноконтурных АЭС с кипящим реактором используется также байпасная продувка реакторной воды, которая имеет нагрузку, отличающуюся от той, которую несет КО, поскольку система очистки продувочной воды очищает воду от примесей, которые поступают в тракт от конденсатоочистки до реактора. Ее основная роль сводится к предотвращению образования и накопления отложений на поверхности активной зоны.

На РБМК-1000 установлено 13 видов СВО. Среди них 3 замкнутых сбора, обеспечивающих:

-организованные протечки;

-неорганизованные протечки;

-взрыхление сорбентов.

СВО-1 - байпасная очистка контура многократной циркуляции; СВО-2 - очистка воды и бассейна выдержки ОЯТ; СВО-3 - очистка охлаждения СУЗ; СВО-4 - очистка трапных вод; СВО-5 - очистка организованных протечек; СВО-6 - Взрыхление сорбента; СВО-11 - то же, что и СВО-7; СВО-12 - для очистки дезактивационных растворов; СВО-13 - для чистки бассейна-барботёра.

5. Дезактивация

 

Работа реакторной установки АЭС сопровождается радиоактивными загрязнениями внутренних и наружных поверхностей оборудования первого контура, а также поверхностей тех помещений, где оно расположено. Основными источниками радиоактивного загрязнения контура могут служить дефектные твэлы и продукты коррозии, а также продукты износа движущихся частей оборудования. Продукты коррозии и износа переносятся теплоносителем по контуру и активируются нейтронами в активной зоне ядерного реактора. При этом могут происходить следующие реакции, в результате которых образуются радиоактивные нуклиды: 
 

Различают следующие виды загрязнений: нефиксированное, слабофиксированное и прочно фиксированное. Первое вызвано адгезионным процессом и характеризуется наличием границы раздела между радиоактивным веществом и поверхностью. Второе вызывается в основном адсорбцией нуклидов и ионным обменом и характеризуется загрязнением поверхностного слоя. Третье же связано с коррозионными процессами, образованием окисной пленки и диффузией и характеризуется загрязнением глубинных слоев. На практике возможно сочетание различных видов загрязнений. Например, при попадании радиоактивных капель на поверхность первоначально имеет место адгезия и дезактивация может быть осуществлена простым удалением капель; если капли остаются на поверхности более длительное время, то радиоактивные нуклиды могут адсорбироваться на поверхности; в дальнейшем может начаться их диффузия, сопровождаемая в ряде случаев коррозией материала поверхности. Результатом описанного процесса может стать глубинное загрязнение, которое и будет определять процесс дезактивации. Под дезактивацией обычно понимают удаление с поверхностей радиоактивных загрязнений. В более широком смысле в это понятие включают также обезвреживание радиоактивных отходов.

На РБМК Дезактивация проводится аналогично дезактивации на прочих реакторах, по тем же нормам и схемам.

6.Сравнение ВВЭР, РБМК и реактора на быстрых нейтронах

 

В России работает 14 водо-водяных реакторов типа ВВЭР общей мощностью 10640 МВт и 11 канальных графитовых реакторов типа РБМК общей мощностью 11000 МВт (см. табл. 1.1). За рубежом реакторов канального типа, аналогичным РБМК, не строят. 

Из двух типов реакторов на тепловых нейтронах - корпусных водо-водяных и канальных водографитовых, использовавшихся в атомной энергетике Советского Союза, последние оказалось проще освоить и внедрить в жизнь. Это объясняется тем, что для изготовления канальных реакторов могут быть использованы общемашиностроительные заводы и не требуется такого уникального оборудования, которое необходимо для изготовления корпусов водо-водяных реакторов.

 

Стоит упомянуть, что  главное преимущество реакторов  типа ВВЭР перед РБМК состоит в  их большей безопасности. Это определяется тремя причинами:  

• реактор ВВЭР принципиально не имеет так называемых положительных обратных связей, т.е. в случае потери теплоносителя и потери охлаждения активной зоны цепная реакция горения ядерного топлива затухает, а не разгоняется, как в РБМК;
• активная зона ВВЭР не содержит горючего вещества (графита), которого в активной зоне РБМК содержится около 2 тыс. т;
• реактор ВВЭР имеет защитную оболочку, не допускающую выхода радиоактивности за пределы АЭС даже при разрушении корпуса реактора; выполнить единый защитный колпак для РБМК невозможно из-за большой разветвленности труб реакторного контура.

Самое главное преимущество ВВЭР — большая безопасность, значение которого полностью осознали, к сожалению, лишь после Чернобыльской катастрофы, хотя это было известно давно. И то, что в энергетике России энергоблоки  РБМК получили тем не менее широкое распространение, объяснятся тем, что до ввода в конце 70-х годов завода «Атоммаш», производящего ректоры типа ВВЭР, СССР мог производить только по одному корпусу реактора в год (на Ижорском заводе). Сейчас Россия производит только усовершенствованные высоконадежные реакторы типа ВВЭР. Завод «Атоммаш» может изготавливать от 4 до 8 реакторов в год. 

 

Однако в защиту РБМК необходимо сказать еще несколько  слов. 

Корпус ВВЭР имеет  гигантские размеры, а изготовление его весьма трудоемко. Его размеры ограничены достижением предельного состояния прочности, так как механические напряжения, разрывающие корпус, пропорциональны его диаметру и внутреннему давлению в нем (при этом необходимо учитывать охрупчивание металла под действием нейтронного облучения). Кроме того, габариты корпуса ВВЭР ограничены требованиями железнодорожной перевозки. Все это приводит к тому, что для ВВЭР имеется некоторая предельная мощность, обусловленная размерами корпуса. Например, максимальная мощность ВВЭР в США достигла 1300 МВт и длина его корпуса составляет 13,42 м при диаметре 5,6 м. Для РБМК таких проблем нет, так как его мощность может быть увеличена простым наращиванием числа параллельных технологических каналов в графитовой кладке (при этом, конечно, усложняется система раздачи и сбора пара из технологических каналов). Повышение единичной мощности реакторов очень важно, так как стоимость строительства АЭС весьма высока и превышает 1100 долл/кВт. Повышение единичной мощности всегда приводит к снижению стоимости 1 кВт установленной мощности, так как при этом укрупняются такие элементы как ГЦН, парогенераторы (или барабаны-сепараторы), паровая турбина со всем ее сложным хозяйством, удешевляется удельная стоимость системы автоматики, водоснабжения и т.д. Уже очень давно на Игналинской АЭС (Литва) работает реактор типа РБМК мощностью 1500 МВт (эл).

Важным преимуществом  реактора типа РБМК является возможность  непрерывной перегрузки топлива (замены ТВС) перегрузочной машиной (см. рис. 5.11), с помощью которой ежесуточно заменяют 3—4 ТВС. Реактор типа ВВЭР необходимо останавливать ежегодно (со снятием верхнего блока и крышки) для того, чтобы извлечь 1/3 топлива из центральной части активной зоны, где выгорание идет быстрее. Затем 1/3 топлива перемещают из средней части активной зоны в центральную часть и из периферийной — в среднюю; в освобожденной периферийной части активной зоны устанавливаются ТВС со свежими твэлами. Правда, перегрузку топлива, совмещают с планово-предупредительными ремонтами (ППР) длительностью 20—40 сут другого оборудования энергоблока. Но в любом случае необходимость ежегодной перезагрузки топлива (сейчас постепенно решается вопрос о продлении топливной компании до 18 мес) приводит к снижению коэффициента использования установленной мощности (КИУМ).