с одной стороны, уменьшается тепловое "загрязнение" водоемов и, с другой стороны, облегчается выбор участка для размещения АЭС. Большое преимущество ВТГР — практическое отсутствие активации теплоносителя при поддержании его высокой чистоты в норма ной эксплуатации, что облегчает проведение ремонтных работ и не требует систематической сложной дезактивации элементов контура.
Отличительная особенность ВТГР — относительно низкая энергонапряженность активной зоны реактора, составляющая около 5 — 8 МВт/м3. Реактор тепловой мощностью 3000 МВт имеет объем активной зоны 400 — 500 м3. В связи с этим мощные реакторы такого типа можно размещать только в корпусах из предварительнонапряженного железобетона. В монолитном железобетонном цилиндре, предварительное напряжение которого достигается с помощью натянутых домкратами тросов, предусмотрено несколько полостей, в которых располагают основное оборудование первого контура: активную зону, стержни СУЗ, отражатель, парогенераторы, теплообменники, газодувки — интегральная компоновка. С точки зрения возможного растрескивания корпус из предварительно напряженного железобетона предпочтительнее стального. В стальном корпусе возможен внезапный (типа взрывного) разрыв, в бетонном корпусе такой разрыв исключается. К другим преимуществам такого корпуса можно отнести повышенную сейсмическую стойкость, а также возможность использования его в качестве биологической защиты и склонность к "самозалечиванию" трещин, возникающих
впроцессе работы.
Кнастоящему времени в мире построено и испытано три опытных реактора на тепловых нейтронах электрической мощностью до 40 МВт. Кроме того, в США действует прототипная АЭС "Форт-Сент-Врейн" на 330 МВт и проектируется аналогичный реактор большей мощности. В ФРГ действует прототипная АЭС THTR на 300 МВт на ториевом топливе. Два реактора запроектированы в СССР. Один из них только энергетического назначения, другой — комбинированный — с отпуском теплоты для технологических целей и выработкой электроэнергии. Для всех этих реакторов давление гелия не превышает 5,0 МПа. Более высокое давление, учитывая текучесть гелия, не применяется, а для интенсификации теплоотдачи предлагается вводить в гелий графитовые частицы различной степени дисперсности.
Гелий во всех создаваемых и проектируемых реакторах циркулирует через активную зону сверху вниз. Пройдя через щели в нижнем отражателе и опорной графитовой конструкции, гелий через отверстия (газоходы в железобетонном корпусе) попадает в полости, где размещены парогенераторы. После парогенераторов гелий возвращается в активную зону реактора. Потоки гелия организованы таким образом, что все поверхности железобетонного корпуса омываются гелием с наименьшей температурой — температурой входа в активную зону, 250 — 350 .
Для обеспечения циркуляции гелия установлены одноступенчатые газодувки со степенью сжатия около 1,03, то есть давление в контуре 5,0 МПа, создаваемый ими напор равен 0,15 МПа, около 0,05 МПа теряется в активной зоне, а остальное — в теплообменниках и газоходах реактора. В качестве привода газодувок используют паровую турбину (США) или электродвигатель (ФРГ).
Активная зона реактора располагается в центральной полости корпуса с примерно равными диаметром и высотой, составляющими 8-12 м в зависимости от мощности
267
реактора. Создаются и разрабатываются реакторы с активными зонами двух типов: с призматическими (США) и шаровыми (ФРГ) тепловыделяющими элементами.
Основой обоих типов тепловыделяющих элементов является микротвэл: шарик из UO2 (ThO в случае ториевого цикла) диаметром от 200 до 600 мкм, покрытый несколькими слоями пиролитического углерода и карбида кремния общей толщиной 150200 мкм (для обычных реакторов микротвэлы имеют только одно металлическое покрытие), такое покрытие обеспечивает существенное снижение выхода продуктов деления из керна микротоплива.
Возможно загрязнение гелиевого теплоносителя за счет продуктов деления ядерного топлива, примесей в исходном гелии, протечки в контур теплоносителя из пароводяного контура, продуктов эрозионного износа конструкционных материалов и в основном графита, коррозии графита и конструкционных материалов (при наличии примесей в гелии и в меру протечек из пароводяного контура). Система очистки включает установку химической очистки (окислительный блок, влагоотделитель, адсорбер выдержки, адсорбер цеолитовый, теплообменники, механические фильтры), криогенную установку, дожимающий компрессор, регулятор расхода гелия на очистку, контроль чистоты гелия.
Для расхолаживания ВТГР используется основная система отвода теплоты, которая обычно представляет собой модульную систему с возможностью работы лишь ее части. Кроме того, предусматривают и отдельную, специальную автономную систему расхолаживания (АСР), которая состоит из петель с идентичным оборудованием (теплообменником, газодувкой). Аварийное охлаждение зоны обеспечивается аналогичными установками, но с приводом газодувки от дизель-генератора.
Создание АЭС с ВТГР имеет и ряд недостатков и проблем: необходимость дорогостоящих сталей, высоколегированных никелем, хромом и молибденом; дороговизна теплоносителя (гелия); производство новых видов оборудования — газодувок, высокотемпературных теплообменников, специальной гелиевой арматуры и др. Тем не менее сооружение АЭС с ВТГР безусловно перспективно, кроме указанных в начале § 17.3 их преимуществ следует иметь в виду, что комбинация гелия в качестве газообразного теплоносителя и графита как конструкционного материала активной зоны обеспечивает исключительно благоприятные условия с точки зрения достижения высокой температуры и ядерной безопасности. Это связано со стойкостью топлива при повышенной температуре; нерасплавляемостью активной зоны даже в случае полной утечки гелия; отсутствием коррозии в первом контуре; постоянством фазового состояния теплоносителя во всем используемом диапазоне температуры; постоянством фазового состояния замедлителя и, следовательно, отсутствием влияния фазовых переходов на размножающие свойства реактора; большой теплоемкостью активной зоны, обусловливающей незначительные отклонения температуры в случае нарушения режима работы, саморегулированием системы вследствие отрицательного температурного коэффициента реактивности.
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
АЭС России дают в настоящее время более 11% всей производимой в стране электроэнергии. Подсчитано, что останов всех АЭС России потребует выделения ежегодно дополнительно не менее 100 млн. тонн органического топлива. Ещѐ при создании данной рукописи было известно, что даже действующие ТЭС России в 1994 году
268
обеспечены органическим топливом только на 50% потребного количества, в таких условиях не может быть и речи об останове действующих АЭС.
Катастрофическое положение сложилось с электроснабжением на Северном Кавказе из-за неоправданного отказа от введения в эксплуатацию 1-го блока Ростовской АЭС. Изза остановки работ по вводу новых мощностей на АЭС в положении, близком к энергокризису, оказались энергообъединения Северо-Запада и Центра, тем более, что за последние 10 лет на территории Европейской части России не было начато строительство ни одного конденсационного блока. В таких условиях не может быть и речи об отказе от эксплуатации действующих АЭС. Надо лишь все внимание и все усилия направлять на повышение надежности работы блоков АЭС с полным соблюдением технологических норм эксплуатации. В отношении строительства новых АЭС следует иметь в виду, что существующие мощности предприятий топливного цикла могут обеспечить ввод даже 100 ГВт новых мощностей на АЭС.
Возлагая надежды на развитие ГРЭС и ТЭЦ с использованием органического топлива, не следует забывать, что физические объемы и занимаемые площади под устройства очистки дымовых газов от выбросов золы, оксидов серы и оксидов азота примерно соизмеримы с теми, которые требуются под техническое оборудование основной технологии. Расчеты показывают, что эксплуатация одного энергоблока мощностью 1000 МВт на АЭС вместо угольной ТЭС той же мощности позволяет:
—избежать годовых выбросов 4700 тонн золы, 26 тонн оксидов серы и 33 тонн оксидов азота, причем сокращаются также выбросы ванадия и других вредных веществ, меньших по объему, но также вредных для организма;
—сберечь 3000 т кислорода, затрачиваемого на горение органического топлива.
Все изложенное в главах данного учебника показывает, что технически передовые страны мира правильно избрали для себя путь развития АЭС, как это показано во Введении.
Необходимо иметь в виду, что, хотя запасы углей в таких областях России как Канско-Ачинский бассейн весьма велики и характеризуются неглубоким залеганием, не следует забывать о том, что земля "вскрыши" при открытом способе добычи этих углей требует большей площади для еѐ размещения, чем площадь, под которой находятся залежи полезных ископаемых.
Атомная энергетика начала свое развитие с Первой АЭС СССР в 1954 году. Но уже в 1956 году в Московском энергетическом институте была создана кафедра атомных электростанций и начато обучение студентов для последующей их работы инженерами по проектированию и эксплуатации АЭС, с разработкой программ лекционных курсов и учебников и прежде всего учебника по основному курсу "Атомные электростанции", выходящему уже пятым изданием и изданным в переводах на шести языках мира.
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
1. М а р г у л о в а Т . X . , К а б а н о в Л . П . , П л ю т и н с к и й В . И . ,
Б а й б а к о в В . Д . Атомная энергетика сегодня и завтра. — М.: Высшая школа, 1989, 166 с.
269
2.М а р г у л о в а Т . X . Некоторые основополагающие концепции проектирования атомных электростанций с водным теплоносителем. — М.: Труды МЭИ № 660, 1993
3.Atomwirtschaft-Atomtechnik, № 1-12, 1992 и № 1-6, 1993.
4.В о р о н и н Л . М . Особенности проектирования и сооружения АЭС. — М.: Атомиздат, 1980.
5.В о р о н и н Л . М . Особенности эксплуатации и ремонта АЭС. — М.: Атомиздат, 1981.
ПЕРЕЧЕНЬ правил, норм и инструкций
по безопасности в атомной энергетике
1.Правила ядерной безопасности исследовательских реакторов ПБЯ-03-75.
2.Правила ядерной безопасности подкритических стендов ПБЯ-01-75.
3.Правила устройства и безопасной эксплуатации оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок (Правила АЭУ), ПНАЭ Г7-008-89.
4.Оборудование и трубопроводы атомных энергетических установок, сварка и наплавка. Основные положения. ПНАЗ Г-7-009-89 (ОП-89).
5.Оборудование и трубопроводы атомных энергетических установок.
6.Сварные соединения и наплавки. Правила контроля ПНАЭ Г-7-010-89 (ПК-89).
7.Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок ПНАЭ Г-7-002-89.
8.Правила безопасности при хранении и транспортировке ядерного топлива на объектах атомной энергетики ПНАЭ Г-14-029-91.
9.Правила проектирования и эксплуатации систем аварийной сигнализации о возникновении самоподдерживающейся цепной реакции и организации мероприятий по ограничению ее последствий ПБЯ-06-10-84.
10.Основные правила безопасности и физической защиты при перевозке ядерных материалов ОПБЗ83.
11.Правила аттестации сварщиков.
12.Инструкция по эксплуатации подкритического стенда.
13.Инструкция по эксплуатации реакторов (ИРТ).
14.Правила ядерной безопасности при хранении и транспортировке ядерноопасных делящихся материалов ПБЯ-06-09-90.
15.Нормы радиационной безопасности НРБ-76/87.
16.Санитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений ОСП-72/87.
17.Санитарные правила обращения с радиоактивными отходами СПОРО-85.
18.Правила устройства и безопасной эксплуатации исполнительных механизмов органов воздействия на реактивность ПНАЭ Г-013-89.
19.Правила устройства и безопасной эксплуатации сосудов, работающих под давлением.
21.Правила устройства и безопасной эксплуатации трубопроводов пара и горячей воды.
22.Оборудование и трубопроводы атомных энергетических установок. Дуговая сварка алюминиевых сплавов в защитных газах. Правила контроля ПНАЭ Г-7-022-90.
23.Оборудование и трубопроводы атомных энергетических установок. Сварные соединения алюминиевых сплавов. Правила контроля ПНАЭ Г-7-023-90.
24.Положение о порядке расследования и учета нарушений в работе исследовательских реакторов РД- 7-1.
25.Специальные условия поставки оборудования, приборов, материалов и изделий для объектов атомной энергетики.
26.Основные правила ядерной безопасности при переработке, хранении и транспортировании ядерноопасных делящихся материалов ПБЯ-06-00-88.
270