РБМКП-2400

Материал из Википедии — свободной энциклопедии
Данная страница не проверялась участниками с соответствующими правами.
Перейти к навигации Перейти к поиску
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.

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

[править | править код]

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

[править | править код]
Схема энергоблока с реактором РБМКП-2400 (разрез)
1
вертикальный сепаратор пара
2
сборные групповые коллекторы
3
верхние трубопроводы воды
4
трубопроводы пароводяной смеси
5
всасывающий коллектор
6
верхний блок
7
главные циркулирующие насосы
8
раздаточные групповые коллекторы
9
напорный коллектор
10
коллектор питательной воды
11
активная зона реактора
12
нижняя ремонтная машина
13
нижний блок
14
боковой блок
15
бассейн-барботер
16
коллектор насыщенного пара
17
коллектор перегретого пара
18
трубопроводы перегретого пара
19
трубопроводы насыщенного пара
20
разгрузочно-загрузочная машина
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

[править | править код]
Конструкция активной зоны реактора РБМКП-2400 с испарительными и перегревательными секциями:
     испарительные каналы (1920)
     перегревательные каналы (960)
     каналы управления и защиты (СУЗ) (360)
     измерительные каналы (24)
     блоки отражателя

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

[править | править код]
Основная статья: Центральная АЭС

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

[править | править код]
Источники
  1. ↑ А. П. Александров, Н. А. Доллежаль. Атомная энергия Том 43. Выпуск 5. // Развитие уран графитовых канальных реакторов в СССР.. — Москва: Атомиздат, 1977.
  2. ↑ 1 2 3 4 5 Н. А. Доллежаль, И. Я Емельянов. Канальный ядерный энергетический реактор // Глава 11. Перспективы развития канальных уран-графитовых реакторов. — Москва: Атомиздат, 1980. Архивировано 27 августа 2021 года.
  3. ↑ 1 2 3 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. ↑ 1 2 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.
  5. ↑ Под. ред. А.М. Петросьянц. Ядерная индустрия России: сборник статей // . — Москва: Энергоатомиздат, 2000. — 1040 с. — 1500 экз. — ISBN 5-283-03180-2.
Источник — https://ru.wikipedia.org/wiki/РБМКП-2400