Directions of the development of nuclear power plants technologies. Part 1. Light-water reactors
We analyze advanced technologies of the nuclear power plants development with light-water tank-type and channel-type reactors. We discuss the trends of development of light-water reactors in the direction of enhancing their safety, efficiency of fuel utilization, economic efficiency and competitiven...
Збережено в:
| Дата: | 2006 |
|---|---|
| Автори: | , |
| Формат: | Стаття |
| Мова: | Українська |
| Опубліковано: |
General Energy Institute of the National Academy of Sciences of Ukraine
2006
|
| Теми: | |
| Онлайн доступ: | https://systemre.org/index.php/journal/article/view/275 |
| Теги: |
Додати тег
Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
|
| Назва журналу: | System Research in Energy |
| Завантажити файл: |  |
Репозитарії
System Research in Energy| _version_ | 1871103446249111552 |
|---|---|
| author | Kovetskiy V.M. Kovetskaya M.M. |
| author_facet | Kovetskiy V.M. Kovetskaya M.M. |
| author_institution_txt_mv | [
{
"author": "Kovetskiy V.M.",
"institution": null
},
{
"author": " Kovetskaya M.M.",
"institution": null
}
] |
| author_sort | Kovetskiy V.M. |
| baseUrl_str | https://systemre.org/index.php/journal/oai |
| collection | OJS |
| datestamp_date | 2026-07-18T12:57:35Z |
| description | We analyze advanced technologies of the nuclear power plants development with light-water tank-type and channel-type reactors. We discuss the trends of development of light-water reactors in the direction of enhancing their safety, efficiency of fuel utilization, economic efficiency and competitiveness. |
| first_indexed | 2026-03-24T02:01:16Z |
| format | Article |
| fulltext |
ПРОБЛЕМИ ЗАГАЛЬНОЇ ЕНЕРГЕТИКИ • №13/2006 29
Актуальной проблемой атомной энергетики
является необходимость совершенствования
ядерных реакторов в целях увеличения срока их
службы, повышения ядерной и радиационной бе-
зопасности, увеличения маневренности, макси-
мального использования ядерного топлива, обес-
печения устойчивости к сейсмическим и удар-
ным нагрузкам.
Подавляющее большинство эксплуатируе-
мых в мире ядерных реакторов – это реакторы с
водой под давлением PWR и ВВЭР (65,4% по ус-
тановленной мощности), затем кипящие реакто-
ры BWR (22,2%) и тяжеловодные реакторы
PHWR (CANDU) (5,3%) [1].
Реакторы с водой под давлением
типа PWR
Среди перспективных реакторов PWR боль-
шой единичной мощности лидирует разрабаты-
ваемый совместно Францией и Германией новый
Европейский реактор EPR мощностью более
1500 МВт(э). Этот реактор будет использоваться
для замены энергоблоков с PWR, демонтируе-
мых во Франции и Германии по окончании срока
службы, и в дальнейшем станет стандартной экс-
портной моделью для европейских стран [2].
Реактор EPR соединяет в себе преимущества
двух своих предшественников: французского ре-
актора N4 и немецкого Konvoi. Технологическая
схема EPR двухконтурная. Модернизация ак-
тивной зоны позволила ограничиться меньшим
обогащением топлива. Проектное выгорание
топлива увеличено до 60 ГВт.сут/т, что в сочета-
нии с увеличением его массы в активной зоне
позволяет продлить кампанию до 24 месяцев.
Конструкция активной зоны допускает исполь-
зование МОХ – топлива (уран и плутоний). Усо-
вершенствован корпус давления: улучшены
свойства металла и защита от нейтронного пото-
ка за счет использования более массивного внут-
реннего экрана и увеличения ширины заполнен-
ного водой зазора между этим экраном и стенкой
корпуса. Это позволило увеличить срок службы
реактора до 60 лет [3].
Вертикальные парогенераторы оснащены эко-
номайзером, что позволило увеличить давление во
втором контуре на 0,3МПа и соответственно по-
высить КПД до 37,5. Увеличение расхода теплоно-
сителя и парогенерирующей поверхности позво-
лило поднять тепловую мощность первого конту-
ра, в результате чего во втором контуре может
быть установлен турбоагрегат мощностью 1850
МВт с электрогенератором мощностью 2100 МВт.
В реакторе предусмотрены четыре независи-
мые подсистемы безопасности, расположенные в
различных местах в изолированных отсеках и ос-
нащенные отдельными дизель-генераторами.
При тяжелых авариях с расплавлением активной
зоны и проплавлением корпуса давления расплав
активной зоны (кориум) собирается на дне шах-
ты реактора, откуда после проплавления перего-
родки попадает на поверхность растекания, где
охлаждается водой. Увеличение концентрации
водорода и возникновение взрыва в защитной
оболочке реакторной установки предотвращает-
ся с помощью рекомбинаторов.
Внутренняя защитная оболочка из напря-
женного бетона должна удерживать давление па-
роводяной смеси 0,64 МПа. Наружная оболочка
из стали и бетона защищает от внешних воздейс-
твий. Все вещества, выходящие за пределы внут-
ренней оболочки, должны оставаться в прос-
транстве между оболочками, где осуществляется
их улавливание и фильтрация. Здание реактора,
хранилище для тепловыделяющих сборок (ТВС)
и здание для системы безопасности располага-
ются на общем фундаменте для обеспечения ус-
тойчивости к сейсмическим нагрузкам. Проект
EPR лицензирован. Удельные капитальные зат-
раты на сооружение энергоблока составляют
1500 дол./кВт.
Эволюционным развитием реакторов PWR
являются проекты System 80+ и APWR, разрабо-
танные фирмой Вестингауз. Оба реактора элек-
трической мощностью 1300-1500 МВт с активны-
ми системами безопасности имеют близкие ос-
новные характеристики. В этих проектах реали-
зован принцип резервирования и разнотипности
СИСТЕМНІ ДОСЛІДЖЕННЯ ТА КОМПЛЕКСНІ ПРОБЛЕМИ ЕНЕРГЕТИКИ
Представлены перспективные технологии ядерных энергетических установок и направления их развития.
УДК 621.039.5
В.М. КОВЕЦКИЙ (Институт общей энергетики НАН Украины), М.М. КОВЕЦКАЯ, канд.техн.наук
(Институт технической теплофизики НАН Украины)
НАПРАВЛЕНИЯ РАЗВИТИЯ ТЕХНОЛОГИЙ
ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК.
ЛЕГКОВОДНЫЕ РЕАКТОРЫ
30 ПРОБЛЕМИ ЗАГАЛЬНОЇ ЕНЕРГЕТИКИ • №13/2006
оборудования систем безопасности. Для смягче-
ния последствий тяжелых аварий были добавле-
ны четыре новые системы: аварийного пониже-
ния давления, аварийного залива корпуса реакто-
ра, дожигания водорода и удержания осколков
деления.
Японские энергокомпании совместно с фир-
мой Вестингауз разрабатывают реактор PWR но-
вого поколения, который должен прийти на сме-
ну существующим. Предусматривается создание
реактора мощностью 1500 МВт с горизонтальны-
ми парогенераторами и гибридными системами
безопасности (оптимальная комбинация актив-
ных и пассивных систем). Согласно требованиям
к проекту реактор должен иметь потенциал по-
вышения мощности до 1700 МВт. Будет также
разработан вариант реактора меньшей мощности
(1000 МВт). Особенностью проекта является
размещение главных циркуляционных насосов
(ГЦН) на горячих нитках циркуляционных пе-
тель. Это позволяет устранить гидрозатворы,
возникающие при размещении ГЦН на холодных
нитках.
Горизонтальное размещение парогенераторов
помогает избежать образования газовых пузырь-
ков в U-образных трубах и обеспечить надлежа-
щее охлаждение активной зоны при естественной
циркуляции Чтобы разместить новые парогенера-
торы в защитной оболочке (контайнменте) ис-
пользуют стальную сферическую оболочку диа-
метром 63 м. Это дает больший объем внутреннего
пространства, что обеспечивает значительное пре-
имущество при обслуживании и является важным
фактором сокращения времени простоев и сниже-
ния облучения обслуживающего персонала.
Следующим эволюционным проектом реак-
торной установки с реактором PWR (1300
МВт(э)) является Южно-Корейский проект СР-
1300, основанный на американском проекте
System 80+ [4].
К особенностям СР-1300, которые отличают
его от предшественника, относятся: увеличение
числа топливных сборок для снижения плотнос-
ти энерговыделения; применение новых, обрам-
ляющих активную зону, резервуаров аварийного
впуска воды. Реакторная установка оснащена
двумя парогенераторами, четырьмя ГЦН и ком-
пенсатором давления. Циркуляционные петли
включают две горячие и четыре холодные нитки
трубопроводов. Вместо обычных ГЦН центро-
бежного типа устанавливаются центрифужные
насосы, обладающие большей инерцией. Для от-
вода остаточного тепловыделения активной зоны
используется пассивная система конденсации
выпара питательной воды парогенератора в теп-
лообменнике, погруженном в бак с водой, кото-
рый расположен вне контайнмента.
Энергоблок будет иметь двойной бетонный
контайнмент, оснащенный спринклерной систе-
мой для смягчения всплесков давления и темпе-
ратуры в начальной стадии аварии. Для длитель-
ного отвода тепла из контаймента используются
внутренние трубчатые конденсаторы паровоз-
душной смеси.
Для предотвращения выхода расплава актив-
ной зоны за пределы корпуса реактора в случае
тяжелой аварии предусмотрено охлаждение дна
корпуса реактора.
Компания Вестингауз первой начала разра-
ботку пассивных систем безопасности, рассмат-
ривая их как одну из мер по повышению безопас-
ности и улучшению экономических показателей
реакторов средней мощности. Специалисты
пришли к выводу, что большее количество и
сложность активных систем безопасности реакто-
ров нового поколения большой единичной мощ-
ности сделает их изготовление, эксплуатацию и
техническое обслуживание слишком дорогим, что
ухудшит экономические показатели АЭС. В ре-
зультате на базе PWR разработан новый реактор
АР-600 электрической мощностью 600 МВт.
Особенностью реактора АР-600 является
максимально возможное использование пассив-
ных систем безопасности [5, 6]:
– исключение систем аварийной подачи пита-
тельной воды, которые заменены системами от-
вода остаточного тепловыделения с использова-
нием теплоносителя первого контура;
– исключение аварийного электроснабжения
от дизель-генератора за счет применения аккуму-
ляторных батарей;
– модификация системы отвода остаточного
тепловыделения из активной зоны за счет увели-
чения объема теплоносителя, участвующего в
теплоотводе;
– исключение каких-либо вводов в корпус ре-
актора, расположенных ниже верхней границы
активной зоны, что обеспечивает ее заполнение
теплоносителем при возникновении небольших
течей в системе первого контура;
– размещение баков запаса воды в верхней
части защитной оболочки с целью обеспечения
пассивного срабатывания спринклерной системы
и ее работы в течение трех суток.
К основным отличительным особенностям
АР-600 относятся: двухпетлевая схема первого
СИСТЕМНІ ДОСЛІДЖЕННЯ ТА КОМПЛЕКСНІ ПРОБЛЕМИ ЕНЕРГЕТИКИ
ПРОБЛЕМИ ЗАГАЛЬНОЇ ЕНЕРГЕТИКИ • №13/2006 31
контура; малая энергонапряженность активной
зоны, что дополнительно повышает уровень бе-
зопасности и позволяет перейти к плановым пе-
регрузкам активной зоны через 18-24 месяца
при глубине выгорания топлива 55 ГВт·сут/т;
использование "серых" невыемных поглощаю-
щих стержней в системе регулирования актив-
ной зоны; увеличенная на 30% емкость компен-
сатора давления в целях отказа от предохрани-
тельных сбросных клапанов в системе первого
контура.
В проекте АР-1000 сохранены основные
принципы проекта АР-600 [7]. Площадь основа-
ния контайнмента и диаметр активной зоны ос-
тались без изменения, увеличена высота актив-
ной зоны и контайнмента. Изменения, внесен-
ные в проект, связаны главным образом с необ-
ходимостью увеличить передачу дополнитель-
ной энергии при сохранении уровня безопаснос-
ти. Увеличена поверхность теплопередачи в па-
рогенераторах в 1,7 раза, объем компенсатора
давления в 1,3 раза и повышена производитель-
ность циркуляционных насосов в 1,5 раза с од-
новременным увеличением инерции маховика
насоса, что увеличивает время до возникновения
кризиса теплоотдачи при авариях, связанных с
потерей теплоносителя. Удельные капитальные
затраты на сооружение АЭС с АР-1000 составля-
ют 1150 долл./кВт [7], а с АР-600 – 1370
долл./кВт [8]. Реакторная установка АР-600 сер-
тифицирована, а АР-1000 находится в процессе
сертификации [9].
Одним из путей увеличения ядерной безо-
пасности легководных реакторов при переходе
от третьего поколения к четвертому является ис-
пользование принципа "конструкционной безо-
пасности", позволяющий резко снизить вероят-
ность возникновения аварии за счет максималь-
ного использования своих конструктивных и
эксплуатационных характеристик, не прибегая к
вмешательству активных или пассивных
средств. Такой подход возможен при интеграль-
ной конструкции реактора и невозможен при его
петлевой компоновке. При интегральной компо-
новке реактора все компоненты первого контура
– насосы, парогенераторы, компенсатор давле-
ния и приводные механизмы регулирующих
стержней активной зоны – находятся внутри
корпуса реактора.
Одним из наиболее разработанных междуна-
родных проектов модульного реактора с интеграль-
ной компоновкой является IRIS. Консорциум IRIS
включает более двадцати фирм из девяти стран:
США, Великобритания, Испания, Италия, Россия,
Бразилия, Мексика, Япония и Хорватия [10].
IRIS представляет собой модернизированный
проект реактора с водой под давлением мощнос-
тью 335 МВт(э) и удовлетворяет требованиям,
предъявляемым к реакторам нового поколения –
повышенная устойчивость к распространению
делящихся материалов, увеличенная безопас-
ность, уменьшенное количество радиоактивных
отходов. Основные технические характеристики
IRIS представлены в таблице 1 [10, 11].
Основными компонентами реактора, распо-
ложенными внутри корпуса, являются: активная
зона; восемь малогабаритных циркуляционных
насосов с электродвигателями; восемь модуль-
ных змеевиковых прямоточных парогенераторов;
компенсатор давления в верхней крышке корпуса;
приводные механизмы системы управления и за-
щиты (СУЗ) и стальной отражатель, окружаю-
щий активную зону в опускном участке корпуса
реактора. Отражатель вместе с большим объемом
воды в опускном канале служит дополнительной
экранирующей оболочкой, что позволяет значи-
тельно снизить флюэнс нейтронов на корпус ре-
актора и радиационное поле за пределами корпу-
са. Интегральная конструкция позволяет не
иметь емкостей вне корпуса реактора, а также со-
единительных трубопроводов между ними, что
обеспечивает компактную, более экономичную
компоновку и исключает проектные аварии с по-
терей теплоносителя.
Теплоноситель первого контура высокого
давления обтекает трубы парогенератора снару-
Параметры IRIS ВВЭР-640 ВПБР-600
Тепловая мощность, МВт 1000 1800 1800
Электрическая мощность,
МВт
335 600 600
Давление в реакторе, МПа 15,5 15,7 15,7
Температура теплоносите-
ля на входе/выходе
активной зоны, оС
292/330 293,9/323,3 294,5/325
Давление пара в парогене-
раторе, МПа
5,8 7,06 6,5
Обогащение топлива, %
235U
4,95 3,6 4
Продолжительность цикла,
лет
2,5-4 5-6 1,5-2
Глубина выгорания
топлива, ГВт·сут/т
60 42
Диапазон изменения
мощности, % Nном
30-100
КПД, % 35 33
СИСТЕМНІ ДОСЛІДЖЕННЯ ТА КОМПЛЕКСНІ ПРОБЛЕМИ ЕНЕРГЕТИКИ
Таблица 1
32 ПРОБЛЕМИ ЗАГАЛЬНОЇ ЕНЕРГЕТИКИ • №13/2006
жи, поэтому они работают на сжатие. Это исклю-
чает возможность их растрескивания при корро-
зии под растягивающим напряжением, которое
является причиной более 70% всех случаев раз-
рушения парогенераторных труб.
Объем пара в компенсаторе давления пример-
но в 1,6 раза больше объема пара в компенсаторе
давления реактора PWR большой мощности.
В результате такого большого соотношения паро-
вого объема и мощности реактор не требует сис-
темы впрыска в копменсаторе давления в пере-
ходных режимах.
Внутреннее расположение приводных меха-
низмов системы управления и защиты (СУЗ)
исключает возможность аварии вследствие их не-
контролируемого выброса. Отсутствие проходок
для приводов СУЗ в крышке реактора снимает
все эксплуатационные проблемы, связанные с
коррозионным растрескиванием сварных швов
патрубков.
Сферический металлический контайнмент
IRIS диаметром 25 м, рассчитанный на давление
1,3 МПа и температуру 200оС, значительно мень-
ше контайнмента реактора АР-600.
В реакторе IRIS используется активная зона с
конструкцией тепловыделяющих сборок иден-
тичной применяемой в PWR. Особенностью
конструкции активной зоны IRIS является ис-
пользование регулирующих стержней с пони-
женной реактивной способностью ("серых" стер-
жней) для слежения за дневной нагрузкой.
Капитальные затраты на сооружение одного
энергоблока с IRIS составляют 1000-1200
долл./кВт. Проект IRIS находится в стадии ли-
цензирования.
Реакторы с водой под давлением
типа ВВЭР
В настоящее время в России разработан и ли-
цензирован проект энергоблоков АЭС с реакто-
ром третьего поколения ВВЭР-1000/В-392 мощ-
ностью 953 МВт(э). Проект основывается на реа-
лизации принципов глубоко эшелонированной
защиты, которые включают создание ряда физи-
ческих барьеров на пути выхода радиоактивных
веществ в окружающую среду [12].
В проект реакторной установки В-392 были
внесены следующие усовершенствования по
сравнению с В-320: повышена эффективность и
надежность механической системы аварийной
защиты реактора без подачи борной кислоты,
благодаря увеличению количества рабочих орга-
нов СУЗ с 61 до 121; разработана система авто-
матического подавления ксеноновых колебаний;
применен новый тип главных циркуляционных
насосов.
Концепция безопасности АЭС с реакторной
установкой В-392 реализуется путем внедрения
новых проектных решений:
1. Применение взаиморезервирующих пас-
сивных и активных систем для обеспечения безо-
пасности.
2. Внедрение двойного железобетонного кон-
таймента с пассивной системой удаления водоро-
да, системой вентиляции и очистки среды из
объема кольцевого зазора между оболочками,
спринклерной системой и системой удержания
расплава активной зоны обеспечивает снижение
выбросов и уменьшение размеров санитарно-за-
щитной зоны для проектных аварий и предотвра-
щает превышение предельного аварийного выб-
роса при запроектных авариях, включая тяжелые
аварии с полным расплавлением ядерного топли-
ва. Глубина выгорания топлива 40 ГВт·сут/т про-
ектный срок эксплуатации реактора 45 лет, КПД
энергоблока 31,8%. Удельные капитальные затра-
ты на сооружение энергоблока с В-392 оценива-
ются в 920 долл./кВт.
Завершена разработка проекта энергоблока
большой мощности ВВЭР-2000/В-352 тепловой
мощностью 4700 МВт(т) (2000 МВт(э)) [13].
Снятие транспортных ограничений на габариты
грузов позволило увеличить диаметр корпуса ре-
актора до 6,5 м. В результате уменьшился ней-
тронный поток на корпус реактора и появилась
возможность увеличить срок службы корпуса до
50-60 лет. В проекте ВВЭР-2000 применяются
вертикальные парогенераторы, но с горизонталь-
ным расположением трубного пучка. Предусмот-
рена ловушка для удержания расплава ядерного
топлива в случае тяжелой аварии. Среднее тепло-
напряжение в активной зоне такое же, как в
ВВЭР-1000/В-320. Число органов СУЗ увеличе-
но до 126, глубина выгорания топлива до 54
ГВт·сут/т. КПД энергоблока оценивается в
42,5%. Отмечается снижение удельных капиталь-
ных затрат и численности производственного
персонала по сравнению с ВВЭР-1000.
Разработан проект АЭС нового поколения
средней мощности с реакторной установкой
ВВЭР-640/В-407. Основные технические харак-
теристики ВВЭР-640/В-407 приведены в табли-
це 1 [13,14]. Особенностями проекта являются:
– уменьшение плотности энерговыделения в
активной зоне за счет снижения тепловой мощ-
ности реактора;
СИСТЕМНІ ДОСЛІДЖЕННЯ ТА КОМПЛЕКСНІ ПРОБЛЕМИ ЕНЕРГЕТИКИ
ПРОБЛЕМИ ЗАГАЛЬНОЇ ЕНЕРГЕТИКИ • №13/2006 33
– более высокая эффективность системы ре-
гулирования мощности за счет увеличения коли-
чества органов регулирования до 121;
– наличие бассейна аварийного отвода тепла
от корпуса реактора, который при авариях с поте-
рей теплоносителя после срабатывания пассив-
ных систем залива активной зоны заполняется
водой из баков атмосферного давления до уров-
ня, выше горячих патрубков главных циркуляци-
онных трубопроводов;
– отсутствие гидрозатворов на главных цир-
куляционных трубопроводах и установка глав-
ных циркуляционных насосов новой конструк-
ции;
– использование двойной защитной оболочки:
внутренней – металлической, диаметром 41 м,
рассчитанной на давление 0,5 МПа, внешней –
железобетонной;
– повышенная сейсмостойкость установки
(до 8 балов).
Предварительные результаты экспериментов
по теплоотводу от днища корпуса позволяют оп-
тимистично оценивать возможность удержания
кориума в корпусе реактора. При переводе реак-
тора в "бассейное" состояние организуется отвод
тепла естественной циркуляцией от днища кор-
пуса реактора к воде бассейна. Проект АЭС
с ВВЭР-640 прошел процедуру лицензирования
в России.
В России разработан также проект двухкон-
турной реакторной установки ВПБР-600 (табл.
1) с водоводяным реактором корпусного типа ин-
тегральной компоновки [15]. Повышенная безо-
пасность ВПБР-600 обеспечивается:
– размещением в корпусе реактора основного
контура циркуляции теплоносителя, что исклю-
чает циркуляционные трубопроводы большого
диаметра, а вместе с ними аварии большой и
средней течи теплоносителя;
– низким флюэнском нейтронов и отсутстви-
ем попадания холодного теплоносителя на кор-
пус, что исключает возможность его хрупкого
разрушения;
– высоким уровнем естественной циркуля-
ции теплоносителя, обеспечивающим отвод оста-
точных тепловыделений при всех авариях;
– замкнутой системой вывода небалансного
бора ионообменными фильтрами в процессе экс-
плуатации;
– пассивными системами и устройствами бе-
зопасности.
Активная зона обладает хорошими маневрен-
ными характеристиками (30-100% Nном), при низ-
ком обогащении топлива (4% 235U). Парогенера-
тор – прямоточный, состоит из независимых сек-
ций. Главные циркуляционные насосы – центро-
бежные, вертикальные со встроенными герме-
тичными электродвигателями, расположенными
под днищем реактора. Работа пассивной системы
аварийного отвода тепла от активной зоны осу-
ществляется при естественной циркуляции теп-
лоносителя через блоки теплообменников, рас-
положенных в баках с технической водой, нахо-
дящихся вне герметичного объема реакторной
установки.
Страховочный корпус рассчитан на давление,
возникающее при течи теплоносителя и служит
средством удержания активной зоны под уров-
нем теплоносителя, для обеспечения расхолажи-
вания реактора и для локализации радиоактив-
ных продуктов. Кроме того, реакторная установ-
ка размещена внутри герметичной защитной обо-
лочки, предназначенной для ее предохранения от
внешний воздействий.
В настоящее время изучается возможность
использования тория в действующих или раз-
рабатываемых реакторах для решения проблем
обращения с радиоактивными отходами и не-
распространения делящихся материалов. В
России разработан проект ВВЭР-Т, в котором
можно использовать торий в качестве топлива
[16]. В реакторной установке с ВВЭР-Т макси-
мально используется технология серийных
ВВЭР-1000 с сохранением внутриреакторных
конструкций и основного оборудования перво-
го контура.
Рассмотрены две физические схемы вовлече-
ния тория в топливный цикл ВВЭР: компоновка
активной зоны из гомогенных и гетерогенных
ТВС. Гомогенный вариант с традиционной гео-
метрией ТВС не дает экономических преиму-
ществ по сравнению с ВВЭР-1000. Гетерогенная
ТВС состоит из центральной запальной части с
топливом на основе уран-циркониевого сплава и
периферийной бланкетной на основе диоксида
урана и тория. Обогащение урана в обеих компо-
зициях не более 20% согласно рекомендациям
МАГАТЭ.
Предполагается, что гетерогенная ТВС явля-
ется разборной. Бланкет, находясь в подкритич-
ном состоянии, эффективно нарабатывает и
сжигает 233U, поглощая в тории избыток нейтро-
нов запала. В совокупности обе части ТВС обес-
печивают выполнение условий критичности ре-
актора в течение кампании при относительно
слабом изменении реактивности. Разборная схе-
СИСТЕМНІ ДОСЛІДЖЕННЯ ТА КОМПЛЕКСНІ ПРОБЛЕМИ ЕНЕРГЕТИКИ
34 ПРОБЛЕМИ ЗАГАЛЬНОЇ ЕНЕРГЕТИКИ • №13/2006
ма гетерогенной ТВС позволяет реализовать
двухкомпонентный топливный цикл. Топливо
запала, имеющее при высокой энергонапряжен-
ности относительно короткую кампанию, извле-
кается из ТВС при достижении выгорания
150 ГВт·сут/т и направляется на переработку.
Топливо бланкета, имеющее длительную кампа-
нию, используется при перегрузках реактора с
новыми запалами и после выгрузки из реактора
отправляется на длительное хранение без пере-
работки.
Эффективное использование тория в гетеро-
генной компоновке требует повышения энерго-
напряженности твэлов запальной зоны для ком-
пенсации пониженной энергонапряженности
твэлов бланкета. Для решения этой проблемы ис-
пользуется технология фигурных твэлов из уран-
циркониевого сплава судовых реакторов. Благо-
даря форме сечения и высокой теплопроводнос-
ти они работают при средней энергонапряжен-
ности 75 Вт/см (максимальная энергонапряжен-
ность достигает 140 Вт/см) при выгорании до
150 ГВт·сут/т.
Преимуществом гетерогенной активной зоны
ВВЭР-Т является снижение наработки актинои-
дов и плутония, определяющих долговременную
радиационную опасность отходов. Гетерогенная
структура ТВС с оптимизированными парамет-
рами бланкета и запала эффективно преобразует
торий в 233U и сжигает без переработки. При этом
около 30% энергии вырабатывается за счет нара-
ботки и сжигания без рецикла 233U, на 20% сни-
жается расход природного урана на поддержание
топливного цикла.
Кипящие реакторы типа BWR
Второй основной тип корпусных легковод-
ных ядерных реакторов BWR использует в ка-
честве теплоносителя и замедлителя воду, но с
давлением примерно в двое меньше, чем в
PWR. Исследования показали, что экономичес-
кие преимущества кипения теплоносителя в ак-
тивной зоне реактора BWR могут быть получе-
ны только при использовании одноконтурной
схемы.
Целью создания усовершенствованного кипя-
щего реактора нового поколения ABWR было:
улучшение маневренности, повышение надеж-
ности и безопасности, увеличение коэффициента
использования мощности, снижение капиталь-
ных и эксплуатационных затрат. В разработке
ABWR мощностью 1350 МВт(э) приняли учас-
тие фирмы США, Швеции, Италии и Японии. В
результате разработок обеспечена возможность
работы реактора при изменении мощности от 50
до 100% номинальной по суточному графику наг-
рузок; достигнуто 20-процентное снижение капи-
тальных затрат на строительство; обеспечено
удержание активной зоны под водой в аварийных
ситуациях, связанных с разгерметизацией цирку-
ляционного контура. Основные технические ха-
рактеристики реактора ABWR в сравнении с
BWR приведены в таблице 2 [17].
Усовершенствование активной зоны реактора
ABWR заключается в профилировании энерго-
выделения за счет более высокого обогащения
топлива, меньшего содержания гадолиния в вер-
хней части ТВС и использования новой схемы
размещения регулирующих стержней в активной
зоне.
К конструктивным особенностям реактора
относятся: отсутствие внешних рециркуляцион-
ных контуров за счет размещения ГЦН внутри
корпуса реактора; снижение вдвое (по сравнению
с BWR) радиационного воздействия на оборудо-
вание, размещенное в защитной оболочке АЭС;
повышение примерно на 10% расхода теплоноси-
теля на сопоставимых уровнях мощности по
сравнению с BWR; снижение мощности, потреб-
ляемой циркуляционными насосами.
Защитная оболочка реактора ABWR выпол-
нена из железобетона с металлической облицов-
кой, рассчитанной на давление 0,31 МПа, в кото-
рой предусмотрен замкнутый заполненный во-
дой объем, служащий для аварийного залива ак-
тивной зоны.
Размещение ГЦН внутри корпуса реактора
упрощает контур циркуляции теплоносителя,
уменьшает его гидравлическое сопротивление,
Характеристики ABWR BWR SBWR
Тепловая мощность, МВт 3926 3293 1800
Электрическая
мощность, МВт
1356 1100 600
Давление в корпусе, МПа 7,16 7,03 7,11
Расход пара, т/ч 7640 6410 3490
Температура
питательной воды, оС
215,5 215,5
Высота корпуса
реактора, м
21 22,1 23,6
Внутренний диаметр, м 7,1 6,4 6,0/7,0
Энергонапряженность ак-
тивной зоны, кВт/л
50,6 50,0 42,0
Расход теплоносителя, т/ч 52200 48300 23700
КПД, % 34,4 33,4 33,3
СИСТЕМНІ ДОСЛІДЖЕННЯ ТА КОМПЛЕКСНІ ПРОБЛЕМИ ЕНЕРГЕТИКИ
Таблица 2
ПРОБЛЕМИ ЗАГАЛЬНОЇ ЕНЕРГЕТИКИ • №13/2006 35
создает 11% резерв по расходу теплоносителя
при номинальной мощности, что обеспечивает
возможность работы реактора при одном отклю-
ченном насосе и повышает маневренность реак-
тора. Суточные изменения мощности на 30%
обеспечиваются изменением расхода теплоно-
сителя без перемещения регулирующих стер-
жней. При изменении мощности на 50% допол-
нительно осуществляется перемещение регули-
рующих стержней с использованием электроп-
ривода. Проект реактора ABWR прошел проце-
дуру лицензирования. Удельные капитальные
затраты на сооружение энергоблока составляют
1610 дол./кВт.
Дальнейшее совершенствование кипящих ре-
акторов типа BWR связано с переходом на естес-
твенную циркуляцию теплоносителя и использо-
ванием пассивных систем безопасности. К осо-
бенностям усовершенствованного реактора
SBWR (табл. 2) относятся уменьшение мощнос-
ти до 600 МВт, более простые системы безопас-
ности, меньшая стоимость. Особенности реактор-
ной установки с SBWR обеспечиваются следую-
щими техническими решениями [18]:
– генерация пара осуществляется на основе
естественной циркуляции теплоносителя;
– активная зона окружена бассейном с во-
дой, которая в аварийных ситуациях вводится в
корпус реактора самотеком, что позволяет удер-
живать активную зону под уровнем теплоноси-
теля;
– защитная оболочка АЭС оснащена пассив-
ной системой охлаждения, которая позволяет в
течение нескольких суток отводить остаточное
тепловыделение без вмешательства оператора;
– резко сокращены число и масштаб систем
безопасности, почти полностью отказались от
циркуляционных насосов, дизель-генераторов и
других электродвигателей, что привело к сокра-
щению расхода электроэнергии на собственные
нужды;
– увеличены высота и диаметр верхней части
корпуса реактора, что позволило увеличить вы-
соту тягового участка и разместить в пространс-
тве над активной зоной емкости с водой для ава-
рийного залива;
– уменьшена энергонапряженность активной
зоны, что способствует повышению ее теплогид-
равлической устойчивости и позволяет улуч-
шить экономические показатели, снизить стои-
мость топливного цикла и обеспечить периодич-
ность перегрузки ядерного топлива через 24 ме-
сяца.
Эти упрощения существенно сократили про-
изводственные площади, необходимые для раз-
мещения систем безопасности. В реакторном зда-
нии АЭС с SBWR удалось разместить все обору-
дование систем безопасности, на которое рас-
пространяются требования сейсмической стой-
кости.
В разработке проекта АЭС с SBWR кроме
фирмы General Electric приняли участие ряд
фирм США, Италии, Японии и Нидерландов.
Легководные канальные реакторы
типа РБМК
Другой разновидностью кипящих реакторов,
сохраняющих присущие им особенности, являет-
ся канальный реактор с графитовым замедлите-
лем нейтронов. Проект этого реактора выполнен
в России и получил название РБМК. Основные
отличия РБМК от BWR: отсутствие контайнмен-
та; замедлителем нейтронов является графит; в
колоннах графитовой кладки раздельно разме-
щаются технологические каналы с ядерным топ-
ливом и каналы системы управления и защиты;
теплоноситель подается в каждый технологичес-
кий канал; наличие разветвленной сети подводя-
щих и отводящих трубопроводов теплоносителя
к технологическим каналам и каналам СУЗ с за-
порной, регулирующей арматурой и обратными
клапанами.
Преимущества канальных реакторов по срав-
нению с корпусными заключаются в возможнос-
ти перегрузки топлива на работающем реакторе,
что увеличивает КИУМ.
К основным недостаткам реакторов РБМК
относятся: наличие положительного пустотного
коэффициента реактивности; термическое рас-
ширение графита в условиях плохо контролируе-
мых температурных полей, что приводит к до-
полнительным механическим воздействиям на
технологические каналы; отсутствие возможнос-
ти воздействия на реактивность через состав и
количество замедлителя в отличие от реакторов с
жидким замедлителем; отсутствие защитной
оболочки.
Разработан вариант следующего поколения
уран-графитового канального реактора МКЭР-
800 [19]. Специальная компоновка циркуляци-
онного контура МКЭР-800 позволила отказать-
ся от принудительной циркуляции воды при
электрической мощности 600 МВт. Введение
струйных побудителей позволило не только по-
высить устойчивость циркуляции, но и увели-
чить мощность реактора до 800 МВт без введе-
СИСТЕМНІ ДОСЛІДЖЕННЯ ТА КОМПЛЕКСНІ ПРОБЛЕМИ ЕНЕРГЕТИКИ
36 ПРОБЛЕМИ ЗАГАЛЬНОЇ ЕНЕРГЕТИКИ • №13/2006
ния активных систем в ситуациях аварийного
расхолаживания реактора. В проекте МКЭР-
800 использованы пассивные системы безопас-
ности, усовершенствованные средства предуп-
реждения и локализации аварий (защитная
оболочка, бассейн-барботер). Основные техни-
ческие характеристики МКЭР-800 даны в
таблице 3 [19].
В проекте использовано преимущество гра-
фитовой кладки как теплового моста между
топливными каналами. Шахматное присоеди-
нение топливных каналов к раздающим воду
коллекторам обеспечивает теплоотвод через со-
седние каналы при потере воды и разрушении
одного из каналов без нагрева топлива до тем-
пературы потери герметичности оболочки твэ-
лов. Существенно снижено линейное энерговы-
деление тепловыделяющих элементов (не более
28 кВт/м).
Легководные реакторы малой
мощности
В настоящее время, отчасти ввиду значитель-
ных капитальных затрат на реакторы большой
мощности, наблюдается тенденция к использова-
нию энергоблоков меньшей мощности [20]. Сов-
ременные энергетические реакторы малой мощ-
ности должны иметь упрощенную конструкцию,
обеспечивать экономичность за счет массового
производства и сниженных затрат на обустройс-
тво площадки размещения. Проекты многих
малых реакторов включают системы пассивной
безопасности. Некоторые малые реакторы заду-
маны для применения в автономных системах
электро– и теплоснабжения. Другие проектиру-
ются для эксплуатации в объединенных энерго-
системах [21].
В России эксплуатируется на ледоколах реак-
тор KLT-40 электрической мощностью 40 МВт.
В настоящее время его предлагают для более ши-
рокого применения: опреснения морской воды и
при установке на барже в качестве источника
энергоснабжения отдаленных районов.
Разработанная в России реакторная уста-
новка АТЭЦ-150 электрической мощностью
150 МВт, тепловой 500 МВт с водоводяным реак-
тором предназначена для электро– и теплоснаб-
жения. АТЭЦ-150 характеризуется естественной
циркуляцией теплоносителя, интегральной ком-
поновкой, использованием страховочного корпу-
са, пассивных систем аварийного расхолажива-
ния и трехконтурной схемы с барьером по давле-
нию для защиты от радиационного воздействия
на теплопотребителей. Диапазон регулирования
мощности от 10 до 100% от номинальной, проек-
тный срок службы 50 лет.
В Аргентине разрабатывается проект АЭС
малой мощности на базе модульного реактора
Сarem (100 МВт(т), 25 МВт(э)). Вся система
первого контура с парогенераторами размещена
внутри корпуса реактора. Циркуляция теплоно-
сителя естественная. В реакторе применяется
стандартное топливо PWR с обогащением 3,4%
и выгорающим поглотителем.
В группе проектов более мощных реакторов
следует отметить Южно-корейскую установку
Smart, представляющую собой модификацию
PWR мощностью 330 МВт(т) с встроенными в
корпус реактора парогенераторами и усовер-
шенствованными системами безопасности. Smart
имеет трехгодичный цикл перегрузок топлива и
предназначен для производства электроэнергии
(100 МВт) и других применений, например для
опреснения морской воды. Срок службы Smart
составляет 60 лет. Обогащение топлива 4,95 %.
Модульный реактор упрощенной конструк-
ции с кипящей водой MSBWR разрабатывается
в США в двух вариантах: на 200 и 50 МВт элек-
трической мощности. Конструкция реактора ос-
нована на конструкции SBWR. Циркуляция теп-
лоносителя естественная. Используется топливо
реактора BWR с 5% обогащением, продолжи-
тельность топливной кампании составляет
10 лет.
Выводы
Легководные реакторы занимают лидирую-
щее положение в мире как по установленной
мощности, так и по производству электроэнер-
гии. Такое положение сохранится в ближайшем
будущем.
Тенденция развития легководных реакторов
направлена на увеличение безопасности, эффек-
тивности использования топлива, экономической
Характеристики МКЭР-800
Тепловая мощность, МВт 2752
Электрическая мощность, МВТ 860
Обогащение топлива, % 2,4
Выгорание топлива, ГВт·сут/т 28
Расход природного урана, г/МВт·ч 19
Штатный коэффициент, чел/МВт 48
Срок службы оборудования, лет 50-60
СИСТЕМНІ ДОСЛІДЖЕННЯ ТА КОМПЛЕКСНІ ПРОБЛЕМИ ЕНЕРГЕТИКИ
Таблица 3
ПРОБЛЕМИ ЗАГАЛЬНОЇ ЕНЕРГЕТИКИ • №13/2006 37
эффективности и конкурентоспособности как ре-
акторов большой мощности, так и реакторов сред-
ней и малой мощности, обладающих свойствами
повышенной безопасности и маневренности.
СИСТЕМНІ ДОСЛІДЖЕННЯ ТА КОМПЛЕКСНІ ПРОБЛЕМИ ЕНЕРГЕТИКИ
1. Халатов С.В. Ядерная энергетика мира: отчет – 2004 // Атомная техника за рубежом. – 2005. – №5. – С. 30-36.
2. Реактор EPR для ХХІ столетия // Атомная техника за рубежом. – 1997. – №2. – С. 18-20.
3. Лозовецкий В.В. Новое о перспективных ядерных реакторах // Атомная техника за рубежом. – 2000. – №2. – С. 14-19.
4. Елагин Ю.П. В Азии разрабатывают реакторы будущего // Атомная техника за рубежом. – 1998. – №6. – С. 13-21.
5. Фревер Г. Будущее ядерной энергетики в странах Европейского экономического сообщества // Атомная техника за
рубежом. – 1991. – №3. – С. 20-28.
6. Усовершенствованные реакторы для ХХІ века // Атомная техника за рубежом. – 1991. – №8. – С.11-17.
7. Полсон К.К. АР1000: установка на конкурентоспособность // Атомная техника за рубежом. – 2003. – №5. – С. 15-19.
8. Тюнин И.Б. Эволюционные и инновационные ядерные реакторы для ближайшей и отдаленной перспективы. Часть 11 //
Атомная техника за рубежом. – 2005. -№2. – С. 3-11.
9. Перспективы АЭС малой и средней мощности // Атомная техника за рубежом. – 1992. – №5. – С. 9-12.
10. Карелли М. Д. Усовершенствованный международный реактор повышенной надежности -IRIS: подход к
возрождению ядерной энергетики. Часть 1 // Атомная техника за рубежом. – 2004. – №1. – С. 16-21.
11. Карелли М. Д. Усовершенствованный международный реактор повышенной надежности -IRIS: подход к
возрождению ядерной энергетики. Часть 2 // Атомная техника за рубежом. – 2004. -№2. – С. 22-28.
12. Беркович В.М., Малышев А.Б., Швыряев Ю.В. Создание энергоблоков АЭС с реакторами ВВЭР нового поколения //
Теплоэнергетика. – 2003. – №11. – С. 2-9.
13. Стекольников В.В., Федоров В.Г. От ВВЭР-210 до ВВЭР-2000. Опыт разработки и усовершенствования проектов
реакторных установок для АЭС // Атомная энергия. – 1994, т.76, вып 4. – С. 310-314.
14. Лапшин А.Л. Проект атомной электростанции нового поколения с реакторной установкой ВВЭР-640 //
Теплоэнергетика. – 1996. – №11. – С. 2-5.
15. Митенков Ф.М., Антоновский Г.М., Кууль В.С. и др. Энергетический реактор повышенной безопасности ВПБР-600
для АЭС нового поколения // Атомная энергия. – 1992 т.72, вып 1. – С. 6-13.
16. Пономарев-Степной Н.Н., Лунин Г.Л., Морозов А.Г. и др. Легководный ториевый реактор ВВЭР-Т // Атомная
энергия. – 1998, т.85, вып.4. – С. 263-277.
17. Уилкинс Д., Секо С., Хасимото Х. Усовершенствованный реактор ABWR// Атомная техника за рубежом. – 1987. –
№2. – С. 29-31.
18. Маккэндлис Р., Реддинг Дж. Простота технических решений – ключ к безопасности и экономичности АЭС //
Атомная техника за рубежом. – 1991. – №1. – С. 11-15.
19. Адамов Е.О. Канальное направление реакторостроения: состояние и перспективы // Атомная энергия. – 1994.
т.76, вып 4. – С. 302-309.
20. Ковецкая М.М., Ковецкий В.М. Проблемы и перспективы использования малых и средних ядерных реакторов //
Проблеми загальної енергетики. – 2003. – №9. – С. 32-36.
21. Возвращение реакторов малой мощности // Атомная техника за рубежом. – 2003. -№3. – С. 25-28.
|
| id | systemreorg-article-275 |
| institution | System Research in Energy |
| keywords_txt_mv | keywords |
| language | Ukrainian |
| last_indexed | 2026-07-19T01:08:20Z |
| publishDate | 2006 |
| publisher | General Energy Institute of the National Academy of Sciences of Ukraine |
| record_format | ojs |
| resource_txt_mv | systemreorg/6a/f3dd7590a596b3569dd216543f8f5d6a.pdf |
| spelling | systemreorg-article-2752026-07-18T12:57:35Z Directions of the development of nuclear power plants technologies. Part 1. Light-water reactors Напрями розвитку технологій ядерних енергетичних установок. Легководні реактори Kovetskiy V.M. Kovetskaya M.M. nuclear power reactor, heat corrier, fuel, safety, economic efficiency, mobility. ядерний енергетичний реактор, теплоносій, паливо, безпека, економічність, мобільність. We analyze advanced technologies of the nuclear power plants development with light-water tank-type and channel-type reactors. We discuss the trends of development of light-water reactors in the direction of enhancing their safety, efficiency of fuel utilization, economic efficiency and competitiveness. Проаналізовано перспективні технології розвитку ядерних енергетичних установок з легководними корпусними і канальними реакторами. Окреслено тенденції розвитку легководних реакторів у напрямі підвищення безпеки, ефективності використання палива, економічної ефективності та конкурентоспроможності.   General Energy Institute of the National Academy of Sciences of Ukraine 2006-01-26 Article Article application/pdf https://systemre.org/index.php/journal/article/view/275 System Research in Energy; No. 1 (13) (2006): The Problems of General Energy; 29-37 Системні дослідження в енергетиці; № 1 (13) (2006): Проблеми загальної енергетики; 29-37 2786-7102 2786-7633 uk https://systemre.org/index.php/journal/article/view/275/222 Copyright (c) 2006 Kovetskiy V.M., Kovetskaya M.M. https://creativecommons.org/publicdomain/zero/1.0 |
| spellingShingle | nuclear power reactor heat corrier fuel safety economic efficiency mobility. Kovetskiy V.M. Kovetskaya M.M. Directions of the development of nuclear power plants technologies. Part 1. Light-water reactors |
| title | Directions of the development of nuclear power plants technologies. Part 1. Light-water reactors |
| title_alt | Напрями розвитку технологій ядерних енергетичних установок. Легководні реактори |
| title_full | Directions of the development of nuclear power plants technologies. Part 1. Light-water reactors |
| title_fullStr | Directions of the development of nuclear power plants technologies. Part 1. Light-water reactors |
| title_full_unstemmed | Directions of the development of nuclear power plants technologies. Part 1. Light-water reactors |
| title_short | Directions of the development of nuclear power plants technologies. Part 1. Light-water reactors |
| title_sort | directions of the development of nuclear power plants technologies. part 1. light-water reactors |
| topic | nuclear power reactor heat corrier fuel safety economic efficiency mobility. |
| topic_facet | nuclear power reactor heat corrier fuel safety economic efficiency mobility. ядерний енергетичний реактор теплоносій паливо безпека економічність мобільність. |
| url | https://systemre.org/index.php/journal/article/view/275 |
| work_keys_str_mv | AT kovetskiyvm directionsofthedevelopmentofnuclearpowerplantstechnologiespart1lightwaterreactors AT kovetskayamm directionsofthedevelopmentofnuclearpowerplantstechnologiespart1lightwaterreactors AT kovetskiyvm naprâmirozvitkutehnologíjâdernihenergetičnihustanovoklegkovodníreaktori AT kovetskayamm naprâmirozvitkutehnologíjâdernihenergetičnihustanovoklegkovodníreaktori |