РБМКП-2400

РБМКП-2400
РБМКП-2400
Тип реактора	канальный уран-графитовый, кипящего типа, с ядерным перегревом пара
Назначение реактора	электроэнергетика
Технические параметры
Теплоноситель	вода
Топливо	диоксид урана
Тепловая мощность	6500 МВт
Электрическая мощность	2400 МВт
Разработка
Проект	1975—1977
Научная часть	Курчатовский институт
Предприятие-разработчик	НИКИЭТ
Конструктор	Доллежаль Н. А.
Строительство и эксплуатация

РБМКП-2400 — проект ядерного реактора серии РБМК с номинальной электрической мощностью 2400 МВт, тепловой — 6500 МВт. Реактор РБМКП-2400 был разработан на основе полученного опыта при эксплуатации реакторов РБМК-1000 и реакторов серии АМБ^[1]. Существенным отличием проекта РБМКП-2400 от реакторов РБМК являлось внедрение пароперегревательных каналов для ядерного перегрева пара, а также реализация принципа секционно-блочного конструирования реактора, позволявшего сократить сроки строительства АЭС^[2].

Разработчиком проекта являлся НИКИЭТ. Научный руководитель — ИАЭ им. И. В. Курчатова.

Работы по проекту РБМКП-2400 были закрыты после аварии на Чернобыльской АЭС.

Цели разработки

Основной целью при разработке реактора РБМКП-2400 было увеличение единичной электрической мощности энергоблока (до 2-3 ГВт), повышение КПД реакторной установки до 37 % за счёт внедрения ядерного перегрева пара в каналах^[3] (литера «П» в названии реактора означает перегрев пара)^[4]. Так же особенностью этого реактора являлось выполнение активной зоны в виде прямоугольного параллелепипеда по принципу секционно-блочного конструирования^[2]^[3] — реактор должен был сооружаться из одинаковых по конструкции секций, которые собирались на монтаже из блоков заводского изготовления. Такой принцип конструирования должен был упростить и уменьшить время монтажа, улучшить качество изготовления и контроля конструкций реактора, а также повысить надежность узлов реактора при эксплуатации. Важным преимуществом секционно-блочного конструирования была возможность в перспективе увеличивать единичную мощность энергоблока за счёт увеличения количества испарительных и перегревательных секций^[2] (проект РБМКП-4800).

Характеристика реактора РБМКП-2400

Характеристика	РБМКП-2400
Тепловая мощность реактора, МВт	6500
Электрическая мощность блока, МВт	2400
КПД блока (брутто), %	37
Давление пара перед турбиной, атм	70-65
Температура пара перед турбиной, °C	450
Размеры активной зоны, м:
— высота	7,00
— ширина×длина	7,5×27
Загрузка урана, т:
— испарительный канал	219,3
— перегревательный канал	73,9
Обогащение, % ²³⁵U:
— испарительный канал	1,8
— перегревательный канал	2,3
Число каналов:
— испарительных	1920
— перегревательных	960
Среднее выгорание, МВт·сут/кг:
— в испарительном канале	19,4
— в перегревательном канале	18,1
Размеры оболочки твэла (диаметр×толщина), мм:
— испарительный канал	13,5×0.9
— перегревательный канал	10×0,3
Материал оболочек твэлов:
— испарительный канал	Zr + 2,5 % Nb
— перегревательный канал	Нерж. сталь

Описание конструкции

Реактор РБМКП-2400 состоит из восьми испарительных и четырёх перегревательных секций, состоящих из 1920 испарительных и 960 перегревательных каналов соответственно^[2]. Перегревательные секции располагаются в центральной части реактора. Испарительно-перегревательные секции конструктивно однотипны и различаются лишь соответствующими коммуникациями и наличием в испарительной секции вертикальных барабанов-сепараторов. Испарительная секция обслуживается шестнадцатью ГЦН и шестнадцатью вертикальными барабанами-сепараторами, объединёнными в восемь автономных циркуляционных петель — по два сепаратора и два насоса в петле. Общее количество каналов системы управления и защиты реактора (СУЗ) — 360. В типовом энергоблоке с реактором РБМКП-2400 проектом предусмотрена установка двух высокооборотных (3000 об/мин) турбогенераторов электрической мощностью 1200 МВт каждый^[3].

Одним из преимуществ выбранного многопетлевого принципа построения реактора, состоящего из отдельных секций, является относительная независимость друг от друга областей активной зоны, что улучшает условия по регулированию и формированию энергораспределения. Такая компоновка реактора позволяет снижать мощность отдельных секций реактора, а также полностью отключать их для проведения ремонтных работ или перегрузок на работающем реакторе^[2].

Конструкция тепловыделяющих сборок (ТВС) для испарительных каналов идентична ТВС реактора РБМК-1000. Для перегревательных каналов предусмотрено иная конструкция ТВС. В частности из-за того, что температура ТВЭЛов в перегревательных каналах при номинальной работе установки превышает 600 °C, оболочки ТВЭЛов выполнены из нержавеющей стали. ТВС для перегревательных каналов также имеют внешний кожух, что улучшает условия охлаждения стенки канала.

Реактор РБМКП-2400 работает по одноконтурной схеме. Циркуляционный контур разделён на две самостоятельные петли — испарительную и перегревательную. Испарительная петля представляет собой контрур многократной принудительной циркуляции (КМПЦ), перегревательная — разомкнутый контур пароперегрева. В испарительной петле теплоноситель (вода) поступает в испарительные каналы активной зоны, охлаждая ТВС, частично испаряется и образующаяся пароводяная смесь поступает в вертикальные барабаны-сепараторы. В них происходит сепарация пара. Остающаяся вода из сепараторов, смешиваясь с питательной водой с помощью главных циркуляционных насосов, снова подаётся в испарительные каналы. Отсепарированный насыщенный пар поступает в перегревательные каналы активной зоны, где происходит соответственно его перегрев. Пройдя через перегревательные каналы, перегретый пар (температура ~450 °C) под давлением 70-65 кгс/см2 поступает на два турбогенератора электрической мощностью по 1200 МВт каждый. Отработанный пар конденсируется, после чего, пройдя через регенеративные подогреватели и деаэратор, подается с помощью питательных насосов (ПЭН) в испарительный контур.

Тепловая схема реактора РБМКП-2400

1 — графитовый замедлитель

2 — испарительные каналы

3 — перегревательные каналы

4 — барабан-сепаратор

5 — главный циркулирующий насос

6 — деаэратор

7 — турбина

8 — генератор

9 — конденсатор

10 — конденсатный насос

11 — регенеративный подогреватель низкого давления

12 — питательный насос

13 — регенеративные подогреватели высокого давления

АЭС с реакторами РБМКП-2400

В конце 1970 годов проект двухблочной АЭС с реакторами типа РБМКП-2400, разработанный Ленинградским отделением института «Гидропроект»^[5], был предложен для строительства Костромской (Центральной) АЭС^[4]. Однако на этапе строительства проект станции с реактором РБМКП-2400 изменён на РБМК-1500. Это было связано в первую очередь с тем, что строительство реакторов РБМК-1000 и РБМК-1500 уже было освоено промышленностью. Несмотря на определённую степень унификации с реакторами типа РБМК, строительство станции с новым реактором РБМКП-2400 требовало внедрения и освоения новых технологий производства конструкции и комплектующих на заводах-изготовителях.

После аварии на Чернобыльской АЭС работы по новым проектам реакторов типа РБМКП были остановлены. Атомные электростанции с реакторами РБМКП-2400 в эксплуатацию не вводились.

Примечания

Источники

↑ А. П. Александров, Н. А. Доллежаль. Атомная энергия Том 43. Выпуск 5. // Развитие уран графитовых канальных реакторов в СССР.. — Москва: Атомиздат, 1977.
↑ ^2,0 ^2,1 ^2,2 ^2,3 ^2,4 Н. А. Доллежаль, И. Я Емельянов. Канальный ядерный энергетический реактор // Глава 11. Перспективы развития канальных уран-графитовых реакторов. — Москва: Атомиздат, 1980.
↑ ^3,0 ^3,1 ^3,2 Н. А. Доллежаль, А. П. Александров, Е. П. Велихов, Н. Н. Боголюбов, Г. Н. Флёров и др. Атомная наука и техника в СССР // Глава 1.3. Канальные водо-графитовые реакторы. Реактор РБМКП-2400 для перспективных АЭС.. — Москва: Атомиздат, 1977. — С. 38—41.
↑ ^4,0 ^4,1 Н. А. Доллежаль. Устоков рукотворного моря. Записки конструктора. // Глава 3. Главное дело жизни. К большим мощностям.. — 4-е, дополненное. — Москва: ИздАТ, 2010. — С. 163. — (Творцы ядерного века). — ISBN 978-5-86656-244-2.
↑ Под. ред. А.М. Петросьянц. Ядерная индустрия России: сборник статей // . — Москва: Энергоатомиздат, 2000. — 1040 с. — 1500 экз. — ISBN 5-283-03180-2.

[Атомная_энергия-1] А. П. Александров, Н. А. Доллежаль. Атомная энергия Том 43. Выпуск 5. // Развитие уран графитовых канальных реакторов в СССР.. — Москва: Атомиздат, 1977.

[Доллежаль-2] 2,0 ^2,1 ^2,2 ^2,3 ^2,4 Н. А. Доллежаль, И. Я Емельянов. Канальный ядерный энергетический реактор // Глава 11. Перспективы развития канальных уран-графитовых реакторов. — Москва: Атомиздат, 1980.

[Атомная_наука-3] 3,0 ^3,1 ^3,2 Н. А. Доллежаль, А. П. Александров, Е. П. Велихов, Н. Н. Боголюбов, Г. Н. Флёров и др. Атомная наука и техника в СССР // Глава 1.3. Канальные водо-графитовые реакторы. Реактор РБМКП-2400 для перспективных АЭС.. — Москва: Атомиздат, 1977. — С. 38—41.

[Доллежаль_2-4] 4,0 ^4,1 Н. А. Доллежаль. Устоков рукотворного моря. Записки конструктора. // Глава 3. Главное дело жизни. К большим мощностям.. — 4-е, дополненное. — Москва: ИздАТ, 2010. — С. 163. — (Творцы ядерного века). — ISBN 978-5-86656-244-2.

[Петросьянц-5] Под. ред. А.М. Петросьянц. Ядерная индустрия России: сборник статей // . — Москва: Энергоатомиздат, 2000. — 1040 с. — 1500 экз. — ISBN 5-283-03180-2.

[1]

[2]

[3]

[4]

[5]