Белоярская АЭС Курчатова


Белоярская АЭС Курчатова

Эта станция — пример использования реак­торов, разработка которых велась в направле­нии возможного повышения КПД АЭС с приме­нением в активной зоне нержавеющих сталей. Это направление разработок привело к реше­нию проблемы так называемого ядерного пе­регрева пара.

В 1955 г. после успешного пуска Первой АЭС работы по ядерному перегреву были раз­вернуты в широком плане в целях разработки и строительства уран-графитовых канальных реакторов электрической мощностью 100 — 200 Мвт с использованием пара от них в серий­ных турбоагрегатах. Ядерный перегрев пара позволял рассчитывать на применение и друго­го стандартного тепломеханического оборудо­вания обычных ТЭС, на уменьшение удельного расхода ядерного горючего и снижение сброса тепла в конденсаторы турбины.

Канальный тип реактора оказался весьма подводящим для осуществления ядерного пе­регрева. Он допускает конструктивно удобное разделение активной зоны на испарительную и пароперегревательную части и позволяет обес­печить необходимую коммутацию трубопрово­дов между каналами различного назначения. Использование пароводяной смеси в качестве теплоносителя обеспечило возможность такого выбора физических свойств активной зоны, что­бы свести к минимуму эффекты реактивности, связанные с изменением плотности замедлите­ля при кипении воды в активной зоне, и сде­лать их управляемыми с помощью приемлемых конструктивных решений. В реакторах БАЭС были сохранены конструктивные принципы ре­актора Первой АЭС, а именно использование сменяемых топливных каналов и трубчатых твэлов с односторонним охлаждением. При проек­тировании реакторов с ядерным перегревом использование пара, производимого в реакторе, непосредственно в турбоагрегате, естественно, требовало принятия жестких мер, исключаю­щих попадание продуктов деления в машинный зал. Последующий опыт эксплуатации БАЭС подтвердил обоснованность сохранения конст­рукции каналов и твэлов Первой АЭС в реакто­рах с ядерным перегревом.

В таблице 1 и на рисунке 6 приведены основ­ные физические и конструкционные характе­ристики реакторов I и II блоков. Первый блок БАЭС был введен в действие в 1964 г., э второй — в 1967 г. Кроме уровня мощности энергоблоки различались теплотехническими схемами. Схема I блока двухконтурная, при этом в реакторе перегревается пар, полу­ченный в парогенераторе от теплоносителя, циркулирующего в замкнутом испарительном контуре. Схема II блока одноконтурная, при этом в реакторе перегревается пар, полу­ченный в испарительных каналах реактора и отсепарированный в барабанах-сепараторах.