Основные технические характеристики энергоблоков АЭС. Конструкции и параметры отечественных реакторов

материалы и Конструкции ЭЛЕМЕНТОВ     ядерных энергетических установок (третья лекция из трёх)

Содержание:

1. Основные технические характеристики энергоблоков АЭС

1.1.  АЭС мира

1.2. АЭС России

2. Конструкции и параметры отечественных реакторов

2.1. Конструкция и параметры РБМК

2.2.  Конструкция и параметры ВВЭР

2.3.  Конструкция и параметры БН-600

1. Основные технические характеристики энергоблоков АЭС

1.1.  АЭС мира

Первая в мире АЭС была сооружена в 1954 году под Москвой в закрытом городе Обнинске. Ее мощность составляла всего лишь 5 МВт, но она обозначила лидирующую роль СССР в мирном использовании атомной энергии.

По состоянию на 7 августа 2011г.  в 29 в странах мира мире эксплуатируют 437 ядерных энергетических реакторов различной мощности (табл. 3.8.1.1) [5]. Совокупный опыт их эксплуатации составил 14570 лет. Их вклад в мировую электроэнергетику равен ~ 13%. По абсолютной мощности АЭС лидируют США, Франция, Япония, Германия, Россия. Основной вклад вносят корпусные водо-водяные реакторы с водой под давлением (PWR, ВВЭР), далее следуют корпусные водо-водяные реакторы с кипящей водой (BWR), канальные тяжеловодные реакторы (CANDU) и канальные уран-графитовые реакторы (РБМК).

В большинстве случаев мощность единичного энергоблока составляет ~ 1000 МВт-эл, хотя обозначилась и реализуется тенденция к увеличению единичной мощности с целью снижения удельных затрат на сооружение и эксплуатацию энергоблока. Уже имеются блоки мощностью 1200-1300 МВт-эл, завершается разработка проектов реакторов мощностью 1500-1700 МВт-эл. Следует  отметить, что СССР с большим опережением первым в мире построил два реактора РБМК-1500 мощностью по 1500 МВт-эл, которые уже 20 лет успешно отработали на Игналинской АЭС в Литве. Сейчас их закрыли по чисто политическим мотивам как условие членства в Литвы в Евросоюзе.

Тяжёлая авария на японской АЭС «Фукусима-1» в марте 2011года ещё раз (после Чернобыльской аварии 1986 года) наглядно продемонстрировала, что масштаб негативных последствий аварии тесно связан с уровнем мощности аварийного энергоблока. Поневоле возникает вопрос, полезно ли наращивать единичную мощность энергоблока. Действительно, авария энергоблока меньшей мощности приведёт к менее тяжким последствиям, к тому же он будет иметь другую конструкцию, позволяющую значительно повысить уровень его безопасности. В настоящее время перспективы энергетических реакторов малой и средней мощности  стали предметом исследований в ряде национальных программ и международных проектов.

В таблицах 3.8.1.2 – 3.8.1.6 приведены основные технические характеристики ряда действующих энергоблоков, преимущественно зарубежных, так как отечественные установки будут рассмотрены более детально [1].

Для реакторов типа PWR мощность варьируется от 150 до 1300 МВт-эл, к.п.д. возрос по мере эволюции с 28 до 36%. Давление в первом контуре составляет ~ 15 МПа. Температура воды на входе возросла с 266 до 300 °С, а величина подогрева воды уменьшилась с 50 до 30 °С.

Для реакторов типа BWR мощность по мере эволюции увеличилась с 200 до 1300 МВт-эл, давление в первом контуре составляет ~ 7 МПа. К.п.д. изменился с 29 до 34%. Температура воды на входе в активную зону уменьшилась с 260 до 215 °С.

Для тяжеловодных реакторов типа CANDU, охлаждаемых тяжелой водой, мощность варьируется с 200 до 740 МВт-эл, к.п.д. составляет ~ 29%. Давление теплоносителя на выходе из канала равно 9-10 МПа, а температура в процессе эволюции возросла с 290 до 310 °С.

Для реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем мощность в ходе эволюции возросла с 65 до 1200 МВт-эл, однако следует отметить, что в отличие от французского «Суперфеникса» мощностью 1200 МВт-эл российский БН-600 работает устойчиво уже 25 лет. К.п.д. натриевых реакторов варьируется в диапазоне 35-40%, т.е. превышает к.п.д. водоохлаждаемых реакторов, но уступает к.п.д. современных тепловых энергоустановок, использующих в качестве рабочего тела водяной пар сверхкритических параметров.

1.2. АЭС России

С момента пуска первой в стране (и в мире, если подразумевается включение реактора в энергосистему) АЭС, состоявшегося в 1954 году под Москвой в городе Обнинске, прошло более 55 лет. За это время ядерная энергетика России нарастила установленную мощность с 5 до 24288 МВт-эл.

В России на конец 2010 г. действовали 10 АЭС, эксплуатирующих 32 энергоблока суммарной установленной мощностью 24288 МВт-эл. Состав этих АЭС приведен в нижеследующей таблице: