Общее описание энергетической установки плавучей атомной теплоэлектростанции

Энергетику ПАТЭС можно разделить на два блока — ядерный (основной) и неядерный (вспомогательный). В состав ядерного блока входят две реакторные установки КЛТ-40С тепловой мощностью 150 МВт каждая и две паротурбинные установки с турбогенераторами электрической мощностью 35 МВт. Итого мощность ПАТЭС составляет 70 МВт электрической и 300 МВт тепловой мощности. Реакторные и паротурбинные установки размещены побортно и работают автономно. Описание функционирования тепловой схемы реактора и систем, его обслуживающих, приведено в Приложении 1. Упрощенная тепловая схема ядерного блока функционирует следующим образом (рис. 2).

Пар, полученный в парогенераторах (ПГ) реакторной установки, поступает на паровую турбину, которая вращает электрогенератор. Электрогенератор вырабатывает электрическую энергию, подаваемую потребителям.

Пар, отработавший в ступенях турбины, отбирается на подогрев питательной воды в специальном теплообменнике (подогревателе), а также на нагрев воды в теплообменниках теплофикации.

Отработавший в турбине пар конденсируется в главном конденсаторе с помощью забортной (морской) воды. Образовавшийся конденсат с помощью конденсатного насоса подается в деаэратор, где происходит удаление растворенных газов, главным образом кислорода. Затем с помощью насоса питательная вода поступает в ПГ реакторной установки, и цикл повторяется.

Рис. 2. Тепловая схема ядерного блока ПЭБ

Вспомогательный энергетический блок включает в себя четыре резервных дизель-генератора (РДГ) мощностью по 800 кВт каждый, а также четыре аварийных дизель-генератора (АДГ) мощностью по 200 кВт. Кроме этого, в конструкции ПЭБ предусмотрена вспомогательная котельная установка (ВКУ) производительностью по пару 16 т/ч [1].

Описание реакторной установки и систем обслуживания.

Реакторная установка КЛТ-40С блочного типа представляет собой парогенерирующий блок (рис. 3). Основными элементами РУ являются: реактор, парогенераторы, главные циркуляционные насосы (ГЦН), теплообменники, компенсаторы давления, арматура и трубопроводы различного назначения, в том числе и те, которые образуют основные контуры РУ. К основным контурам РУ относятся 1-й, 2-й, 3-й и 4-й контуры. Каждая из РУ заключена в стальную герметичную оболочку, выполненную как прочноплотная конструкция корпуса ПЭБ и рассчитанную на максимальное давление, которое в ней может возникать в случае аварийных ситуаций. Основные характеристики РУ приведены в таблице 2.

Рис. 3. Парогенерирующий блок [1].

Описание конструкции реактора, схемы работы основного (1-го) контура, а также перечень систем и контуров, обеспечивающих и обслуживающих работу РУ, и основные их характеристики приведены в Приложении 1.

Активная зона реактора для КЛТ-40С была создана новая кассетная активная зона. По заявлению конструкторов, эта конструкция зоны решила вопрос нераспространения ядерных материалов и технологий. Заявлено, что обогащение урана, используемого в кассетной активной зоне, не превышает 20%, и это позволяет Росатому выполнить условия МАГАТЭ по ограничению распространения высокообогащенного ядерного материала и улучшить инвестиционную привлекательность проекта (ядерный материал с обогащением до 20% считается среднеобогащенным).

Таблица 2. Основные характеристики реакторной установки.

По-видимому, в активных зонах, которые будут использоваться в ПАТЭС российского назначения, обогащение будет выше 20%, поскольку, по заявлению дирекции ПАТЭС, одной из целей создания плавучих станций является отработка технологий и активных зон, в частности для атомных подводных лодок и атомных кораблей различного назначения [13]. Основными параметрами, которые определяют работоспособность тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ), применяемых в активной зоне реакторов ПЭБ, являются [10]:

• 1. накопление осколков деления в топливной композиции;
• 2. теплонапряженность при среднеэксплуатационной мощности;
• 3. теплонапряженность при номинальной мощности;
• 4. флюенс быстрых нейтронов;
• 5. время работы на мощности;
• 6. продолжительность работы ТВЭЛов с циркониевыми оболочками в режимах с поверхностным кипением теплоносителя.

Кассетная активная зона реакторов является компактной и неремонтируемой (не предусматривается возможность перегрузки отдельных тепловыделяющих сборок (ТВС) при случайных или износовых отказах). Кассета представляет собой сборочную единицу, содержащую пучок ТВЭЛов, дистанционирующие решетки, чехол, концевые детали — головку и втулку, а также крепежные детали. Кассетная структура активной зоны позволит повысить мощность и срок службы (энергоресурс). Повышение энергоресурса при кассетной компоновке активной зоны достигается за счет увеличения количества тепловыделяющих элементов и размеров активной зоны. При этом остальное оборудование РУ и ее компоновка сохраняются. Кассетная структура активной зоны также снимает проблему ресурса экранной сборки реактора. По всей вероятности, в топливной кассете будут использованы дисперсионные ТВЭЛы на основе интерметаллидного топлива с повышенной ураноемкостью «UO2 + алюминиевый сплав». Применение этого вида топлива обеспечивает условие для снижения обогащения топлива. Оболочка этих ТВЭЛов изготовлена из циркониевого сплава Э-635, который показал при исследованиях хорошие результаты по коррозионной и радиационной стойкости. Конструктор активной зоны (ОАО «ОКБМ Африкантов») заявляет о скором переходе на активные зоны с существенно увеличенной кампанией (до 10 лет), однако в рассматриваемом проекте заявленная продолжительность кампании активной зоны составляет 3 года. Основные характеристики кассетного варианта активной зоны реактора КЛТ-40С приведены в таблице 3 [13]. Основным отличием в условиях работы ТВЭЛов в активных зонах ПЭБ по сравнению с активными зонами атомных ледоколов является более высокая среднеэксплуатационная мощность РУ.

Это приводит к изменениям следующих основных эксплуатационных параметров:

• 1. более высокая теплонапряженность при среднеэксплуатационной мощности;
• 2. большее время работы ТВЭЛов при поверхностном кипении теплоносителя;
• 3. более высокая скорость накопления осколков деления в топливной композиции;
• 4. более высокий поток быстрых нейтронов.

Таблица 3. Основные характеристики кассетной зоны реактора КЛТ-40С.

Описание паротурбинной установки.

На ПЭБ установлено две паротурбинных установки типа ТК-35/38−3.4с. Турбина теплофикационного типа, предназначена для выработки тепла и привода генератора как источника электроэнергии. Расход свежего пара на турбину составляет 220 т/ч при температуре 285 °C. В турбине имеется отбора пара. Первый и третий отборы нерегулируемые, предназначены для подогрева питательной воды. Второй отбор — регулируемый, пар этого отбора направляется на подогрев питательной воды и нагрев воды промежуточного контура [1]. Диапазон регулирования отпуска тепловой энергии на подогреватели промежуточного контура составляет 0−100% при условии наличия нагрузки на клеммах генератора не менее 30% от номинальной. Указанное ограничение связано с охлаждением последних ступеней турбины. В диапазоне электрических нагрузок 30−100% от номинальной величины обеспечивается независимое регулирование отпуска тепловой и электрической энергии. Тепловой схемой турбины предусмотрен дополнительный отпуск тепла через пиковые подогреватели промежуточного контура за счет острого пара, отбираемого перед турбиной. При этом происходит снижение электрической мощности. Включение пиковых подогревателей необходимо в зимний период для покрытия пиковых тепловых нагрузок. Отпуск тепла от турбины осуществляется через промежуточный контур водой под давлением, что является дополнительным барьером от проникновения радиоактивности к потребителям тепла. Основное оборудование ПТУ (турбина, двухсекционный горизонтальный конденсатор поверхностного типа и электрогенератор с обслуживающими системами) представляет собой единый блок [20]. В таблице 3 указаны основные характеристики ПТУ ТК-35/38−3.4c.

Таблица 3. Основные характеристики ПТУ ТК-35/38−3.4c.

Характеристики паропроводов ПТУ, а также основные сведения о конденсатно-питательной системе и системе охлаждения главного конденсатора приведены в Приложении 2.

Описание резервных и аварийных источников питания.

Для питания во время буксировки, а также во время переходных и аварийных режимов ядерной энергетической установки (ЯЭУ), ПАТЭС снабжена источниками энергии на органическом топливе. Питание системы автозапуска АДГ обеспечивается от двойного комплекта стартерных аккумуляторных батарей напряжением 24 В. Время автоматического запуска АДГ около 10 секунд. Мощность РДГ позволяет осуществлять ввод (вывод) одной РУ и ПТУ (при неработающей второй РУ). В походном состоянии ПЭБ (буксировка) питание потребителей собственных нужд напряжением 0,4 кВ обеспечивается от РДГ.

Описание системы обращения с ядерным топливом и радиоактивных отходов.

В соответствии с проектной моделью эксплуатации ПЭБ в обеспечение его эксплуатации в течение межремонтного периода (10−12 лет) предусмотрено проведение трех перезарядок реакторов. Две перезарядки производятся в период эксплуатации, третья совпадает с проведением заводского ремонта. Таким образом, в хранилище ПЭБ должны постоянно находиться 4 активные зоны, до перезарядки — свежих, после перезарядки — отработавших. Для проведения комплекса работ по перезарядке реакторов, а также операций по хранению отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) и выдаче его на береговую базу в предремонтный период, проектом предусмотрена установка в защитном ограждении кранового (перегрузочного) оборудования. Кроме этого, предусмотрены хранилища мокрого типа с системами снятия остаточных тепловыделений от ОТВС. Во время эксплуатации ПЭБ и при перегрузке активных зон образуются различного рода ТРО, которые включают в себя демонтируемые с РУ сборки, приборы, детали, специнструмент, обтирочный материал, покрытия, спецодежду, посуду радиохимической лаборатории, отработавшую шихту фильтров 1-го и 3-го контуров и другие твердые отходы, попадающие под классификацию ТРО.

Поэтому хранилище ОТВС и ТРО должно будет выполнять следующие функции:

• 1. прием, хранение и выдачу ОТВС и ТРО;
• 2. поддержание температуры ОТВС в приемлемых пределах с учетом фактического уровня остаточных тепловыделений;
• 3. локализацию радионуклидов в пределах хранилища ОТВС и ТРО;
• 4. поддержание показателей качества теплоносителя, контактирующего
• 5. с ОТВС, в пределах, обеспечивающих минимальную скорость коррозии
• 6. ТВЭЛ;
• 7. контроль технологических параметров;
• 8. снижение уровня излучения от радиоактивных источников, размещенных в хранилище ОТВС и ТРО до установленных пределов в помещении хранилища и в смежных с ним. Хранение жидких и твердых радиоактивных отходов должно осуществляться без привлечения специальных судов атомно-технологического обслуживания (АТО) и плавучих технологических баз перезарядки (ПТБ) в течение 12-летнего межремонтного периода. На заводе по ремонту и сервисному обслуживанию ПЭБ отработавшее за один эксплуатационный межремонтный период (10−12 лет) ядерное топливо должно перегружаться из хранилищ ПЭБ в транспортные контейнеры и отправляться на переработку.