Техника - молодёжи 1985-04, страница 14
В настоящее время в разных странах мира для получения электроэнергии на АЭС преимущественно используются энергетические реакторы на тепловых нейтронах как наиболее простые и освоенные. К ним относятся уран-графитовые реакторы канального типа (в СССР, например, на Обнинской и Белоярской АЭС), одноконтурные уран-графитовые реакторы большой мощности — РБМК (на Ленинградской, Чернобыльской, Курской, Смоленской АЭС) и водо-водяные энергетические реакторы — ВВЭР (на Нововоронежской, Армянской, Кольской АЭС). Сегодня мы рассказываем о реакторах ВВЭР-1000 как наиболее мощных на сегодняшний день из этого типа реакторов и сооружении Калининской АЭС, на которой они устанавливаются. Первая АЭС, как известно, была пущена в Советском Союзе в июне 1954 года. За прошедшее после этого время в нашей стране и в других странах накоплен довольно богатый опыт строительства и эксплуатации различных типов реакторов. Среди них важнейшее место занимают водо-водяные энергетические реакторы (ВВЭР), которыми сейчас оснащены 60% всех атомных электростанций мира. Почему им отдается предпочтение? Прежде всего, водо-водяные энергетические реакторы отличаются компактностью и простотой конструкции активной зоны. В качестве теплоносителя (рабочего тела) ГЕОРГИЙ БАРТОЛОМЕЙ, кандидат технических наук и замедлителя (материала, с помощью которого уменьшается энергия нейтронов, вызывающих деление ядер) применяется борная вода высокой чистоты. Поскольку вода используется как рабочее тело в обычной теплоэнергетике, это в известной мере облегчает выбор и изготовление оборудования для АЭС и позволяет реализовать в теп-лообменных аппаратах (в том числе и в активной зоне реактора, и в парогенераторе) высокие коэффициенты теплоотдачи. Кроме того, вода как замедлитель имеет наивысшую эффективность, поэтому из всех реакторов нач тепловых нейтронах ВВЭР имеют самую высокую удельную (на единицу объема) мощность. Использование воды одновременно в качестве замедлителя и теплоносителя позволило создать реакторы сравнительно простые по устройству и в то же время обладающие в силу нейтронно-физиче-ских особенностей высокой устойчивостью и саморегулируемостью. Первый водо-водяной энергетиче ский реактор мощностью 210 МВт был пущен на Нововоронежской станции 20 лет назад (30.IX.64) и фактически послужил опытно-промышленной базой для проверки правильности заложенных в нем научных и технических идей. Создание последующих реакторов этого типа сопровождалось постоянным улучшением их технико-экономических показателей. Основным направлением здесь следует считать повышение единичной мощности энергетического блока, сопровождающееся увеличением мощности и производительности основного оборудования. Проведенные исследования позволили перейти к проекти- КОМПАКТНЫЕ,рованию и сооружению серийных энергетических реакторов ВВЭР-440 второго поколения. Такие реакторы успешно эксплуатируются в Финляндии, Болгарии, ГДР, Венгрии. Новым этапом в развитии отечественной ядерной энергетики является энергетический блок мощностью 1000 МВт с реактором ВВЭР-1000. Усилиями ученых, инженеров и конструкторов в корпусе несколько больших размеров, чем у реактора ВВЭР-440, достигнуто увеличение электрической мощности более чем в два раза. Это осуществлено за счет улучшения конструкции активной зоны, уменьшения запасов между рабочими и предельно допустимыми параметрами нагрузки. В то же время полная безопасность установки гарантирована. И такой реактор электрической мощностью 1000 МВт был пущен в 1980 году на Нововоронежской АЭС. Накопленный четырехлетний опыт его эксплуатации (подтвердил правильность выбора научно-технических решений, заложенных в конструкцию реактора. Продольный mi 12 |
