| 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
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
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
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.
- 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.
- ↑ 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.
- ↑ 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.
- ↑ 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.
- ↑ Под. ред. А.М. Петросьянц. Ядерная индустрия России: сборник статей // . — Москва: Энергоатомиздат, 2000. — 1040 с. — 1500 экз. — ISBN 5-283-03180-2.
| Исследовательские |
| ||||||||||
|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|
| Промышленные и двухцелевые | |||||||||||
| Энергетические |
| ||||||||||
| Транспортные | |||||||||||
§ — имеются строящиеся реакторы, ‡ — существует только в виде проекта
| |||||||||||
Эта страница в последний раз была отредактирована 29 октября 2023 в 14:02.
Обычно почти сразу, изредка в течении часа.