Какой реактор будет построен на АЭС в Узбекистане

Энергетическая отрасль Узбекистана вступает в новую фазу своего развития. Как известно, принято решение о строительстве первой атомной электростанции в нашей стране. Окончательный выбор площадки под строительство АЭС еще не сделан, а население, зная об АЭС в общих чертах, не имеет четкого представления о конкретном энергоблоке и его сердце — реакторной установке. Попытаемся восполнить этот пробел.

Проект АЭС в Узбекистане предполагает строительство двух энергоблоков с реакторами нового поколения «3+» ВВЭР-1200. Аббревиатура «ВВЭР-1200» означает водо-водяной энергетический реактор мощностью 1200 МВт. Точно такие же реакторы установлены и работают на Нововоронежской АЭС (НВ АЭС, в России), на которой в декабре прошлого года побывала внушительная делегация узбекских парламентариев, специалистов, экспертов и журналистов отечественных СМИ.

Несколько слов о НВАЭС. Интерес к данной станции понятен. Ведь именно ей в истории атомной энергетики России отведена особая роль – здесь впервые отрабатываются инновационные решения по строительству, эксплуатации, модернизации и выводу из эксплуатации энергоблоков с водо-водяными энергетическими реакторами. И опыт специалистов Нововоронежской АЭС, несомненно, будет служить базовым примером после введения в строй первой АЭС в Узбекистане.

Важно отметить, что нововоронежские энергетики на деле доказали, что энергоблоки с реакторами типа ВВЭР безопасны, а научно-технические решения – правильны. За 55 лет эксплуатации Нововоронежской АЭС не было инцидентов, оказавших влияние на окружающую среду.

Энергоблок поколения «3+» с реакторной установкой ВВЭР-1200, который будет сооружен в нашей стране, обладает тремя ключевыми преимуществами: он безопасен, высокопроизводителен и долговечен. Технико-экономические показатели таких энергоблоков улучшены за счет увеличения мощности, усовершенствования оборудования, срок службы которого составляет 60 лет, с возможностью продления до 80 и даже 100 лет. Заметим, что продление сроков эксплуатации энергоблоков — это не только российская, но и мировая практика.
В качестве ядерного топлива используется спеченный диоксид урана (с обогащением по урану-235 в диапазоне от 1,3 до 4,95%) в виде цилиндрических таблеток.

Схематично энергоблок выглядит просто: непосредственно блок реактора и машинный (турбинный) зал. Технологически же, энергоблок ВВЭР-1200 имеет два контура.

Первый контур – радиоактивный. Он включает в себя водо-водяной реактор (ВВЭР) и циркуляционные петли. К одной из циркуляционных петель первого контура подсоединен компенсатор давления, с помощью которого в контуре поддерживается заданное давление воды, являющейся в реакторе одновременно и теплоносителем, и замедлителем нейтронов.

Сразу отметим одну из главных особенностей реактора ВВЭР. Он обладает важным свойством саморегулирования: при повышении температуры теплоносителя или мощности реактора происходит самопроизвольное снижение интенсивности цепной реакции в активной зоне и в конечном итоге – снижение мощности реактора.

Активная зона находится во внутрикорпусных устройствах реактора и компонуется из шестигранных тепловыделяющих сборок (ТВС), содержащих тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ) стержневого типа с сердечником из диоксида урана в виде таблеток, находящихся в оболочке из циркониевого сплава. В тепловыделяющих сборках ТВЭЛы размещены в треугольной решетке и заключены в чехол из циркониевого сплава.

Замена отработавших ТВС «свежими» производится на остановленном и разуплотненном реакторе под водой специальными перегрузочными машинами с дистанционным управлением. Графиком перегрузки предусматривается поочередной останов реакторов, причем в весенне-летний период, когда нагрузка энергосистемы минимальна.

Второй контур –нерадиоактивный. Он включает в себя парогенераторы, паропроводы, паровые турбины, сепараторы-пароперегреватели, насосы, деаэраторы и регенеративные подогреватели.

Парогенератор является общим оборудованием для первого и второго контуров. В нем тепловая энергия, выработанная в реакторе, от первого контура через теплообменные трубки передается второму контуру. Насыщенный пар, образующийся в парогенераторе, по паропроводу поступает на турбину, которая приводит во вращение генератор, вырабатывающий электрический ток.

В системе охлаждения и технического водоснабжения используются башенные градирни и пруд-охладитель. В реакторах ВВЭР-1200 предусмотрена система пассивной фильтрации пространства между внешней и внутренней защитными оболочками. Она позволяет исключить выход радиоактивности в окружающую среду через наружную защитную оболочку в любых ситуациях.

Благодаря гидроемкостям первой и второй ступени в случае возникновения чрезвычайной ситуации, когда давление в первом контуре падает ниже определенного уровня, происходит подача жидкости в реактор и охлаждение активной зоны. Таким образом, ядерная реакция гасится большим количеством борсодержащей воды, поглощающей нейтроны.

И еще одно важное устройство, которое стоит отметить особо. В нижней части защитной оболочки энергоблока, в соответствие с проектом установлено устройство локализации расплава (УЛР), или по-простому «ловушка» расплава, предназначенная для локализации и охлаждения расплава активной зоны реактора в случае ее повреждения.

«Ловушка» позволит сохранить целостность защитной оболочки и тем самым исключить выход радиоактивных продуктов в окружающую среду.

И если говорить о безопасности реактора ВВЭР-1200, то нелишним будет добавить, что внешняя защитная оболочка реактора способна также противостоять природным (смерчи, ураганы, землетрясения, наводнения и т.д.), техногенным и антропогенным (взрывы, падение самолета и т.д.) воздействиям на АЭС.

Пассивные системы безопасности, примененные на нововоронежских энергоблоках поколения «3+» впервые в мировой практике, способны функционировать даже в случае полной потери электроснабжения и могут выполнять все функции обеспечения безопасности без участия активных систем и вмешательства оператора.

М.ДЖАНГИРОВ, фото автора