RBMKP-2400

RBMKP-2400  je projekt jaderného reaktoru řady RBMK o jmenovitém elektrickém výkonu 2400 MW , tepelném - 6500 MW. Reaktor RBMKP-2400 byl vyvinut na základě zkušeností získaných během provozu reaktorů RBMK-1000 a reaktorů řady AMB [1] . Významným rozdílem mezi projektem RBMKP-2400 a reaktory RBMK bylo zavedení přehřívacích kanálů pro jaderný přehřátí páry a také implementace principu sekční blokové konstrukce reaktoru, což umožnilo snížit konstrukci době jaderných elektráren [2] .

Developerem projektu byl NIKIET . Vědecký poradce - IAE je. I. V. Kurčatová .

Práce na projektu RBMKP-2400 byly ukončeny po havárii v jaderné elektrárně v Černobylu .

Rozvojové cíle

Hlavním cílem při vývoji reaktoru RBMKP-2400 bylo zvýšení jednotkového elektrického výkonu energetického bloku (až 2-3 GW), zvýšení účinnosti reaktorového zařízení až o 37 % díky zavedení jaderné páry přehřátí v kanálech [3] (písmeno „P“ v názvu reaktoru znamená přehřívací pár) [4] . Dalším znakem tohoto reaktoru bylo provedení aktivní zóny ve tvaru pravoúhlého rovnoběžnostěnu podle principu blokové konstrukce [2] [3]  - reaktor musel být postaven ze sekcí stejné konstrukce, které byly sestaveny při montáži z prefabrikátů. Takový konstrukční princip měl zjednodušit a zkrátit dobu instalace, zlepšit kvalitu výroby a řízení konstrukcí reaktoru a také zvýšit spolehlivost komponent reaktoru během provozu. Důležitou výhodou blokové konstrukce byla možnost v budoucnu zvýšit jednotkovou kapacitu energetické jednotky zvýšením počtu odpařovacích a přehřívacích sekcí [2] (projekt RBMKP-4800).

Charakteristika reaktoru RBMKP-2400

Popis designu

Reaktor RBMKP-2400 se skládá z osmi odpařovacích a čtyř přehřívacích sekcí, sestávajících z 1920 odpařovacích a 960 přehřívacích kanálů [2] . Přehřívací sekce jsou umístěny ve střední části reaktoru. Sekce odpařovacího přehříváku jsou konstrukčně stejného typu a liší se pouze odpovídající komunikací a přítomností vertikálních separačních bubnů v odpařovací sekci. Odpařovací část je obsluhována šestnácti MCP a šestnácti vertikálními separačními bubny, které jsou sloučeny do osmi autonomních cirkulačních smyček - dva separátory a dvě čerpadla na smyčku. Celkový počet kanálů systému řízení a ochrany reaktoru (CPS) je 360. V typické energetické jednotce s reaktorem RBMKP-2400 projekt počítá s instalací dvou vysokorychlostních (3000 ot./min) turbogenerátorů s el. 1200 MW každý [3] .

Jednou z výhod zvoleného vícesmyčkového principu konstrukce reaktoru, sestávajícího z oddělených sekcí, je relativní nezávislost oblastí aktivní zóny na sobě, což zlepšuje podmínky pro regulaci a tvorbu distribuce energie. Toto uspořádání reaktoru umožňuje jak snížit výkon jednotlivých sekcí reaktoru, tak je zcela vypnout pro opravy nebo doplňování paliva na fungujícím reaktoru [2] .

Konstrukce palivových souborů (FA) pro odpařovací kanály je shodná s palivovými soubory reaktoru RBMK-1000. Pro přehřívací kanály je navrženo jiné provedení palivových souborů. Zejména díky skutečnosti, že teplota palivových článků v přehřívacích kanálech během jmenovitého provozu zařízení přesahuje 600 °C, jsou pláště palivových článků vyrobeny z nerezové oceli. Palivové soubory pro přehřívací kanály mají také vnější plášť, který zlepšuje podmínky pro chlazení stěny kanálu.

Reaktor RBMKP-2400 pracuje podle schématu jedné smyčky. Cirkulační okruh je rozdělen na dvě nezávislé smyčky - výparník a přehřívák. Odpařovací smyčka je vícenásobný okruh s nuceným oběhem (MPC), přehřívací smyčka je otevřený okruh přehřátí. V odpařovací smyčce chladivo (voda) vstupuje do odpařovacích kanálů aktivní zóny , ochlazuje palivové soubory, částečně se odpařuje a výsledná směs páry a vody vstupuje do vertikálních bubnů separátoru. Oddělují páru. Zbývající voda ze separátorů, smíchaná s napájecí vodou pomocí hlavních oběhových čerpadel, je opět přiváděna do odpařovacích kanálů. Oddělená sytá pára vstupuje do přehřívacích kanálů aktivní zóny, kde se odpovídajícím způsobem přehřívá. Po průchodu přehřívacími kanály vstupuje přehřátá pára (o teplotě ~450 °C) pod tlakem 70-65 kgf/cm2 do dvou turbogenerátorů o elektrickém výkonu 1200 MW každý. Odpadní pára kondenzuje, poté je po průchodu regeneračními ohřívači a odvzdušňovačem přiváděna napájecími čerpadly (FPU) do odpařovacího okruhu.

JE s reaktory RBMKP-2400

Koncem 70. let 20. století byl pro výstavbu JE Kostroma (Centrální) navržen projekt dvoublokové jaderné elektrárny s reaktory typu RBMKP-2400, kterou vyvinula leningradská pobočka Hydroproject Institute [ 5] . 4] . Ve fázi výstavby byl však návrh stanice s reaktorem RBMKP-2400 změněn na RBMK-1500. Bylo to způsobeno především tím, že konstrukce reaktorů RBMK-1000 a RBMK-1500 byla již průmyslově zvládnuta. I přes určitou míru unifikace s reaktory typu RBMK si výstavba závodu s novým reaktorem RBMKP-2400 vyžádala zavedení a vývoj nových technologií pro výrobu konstrukcí a komponent ve výrobních závodech.

Po havárii v jaderné elektrárně Černobyl byly zastaveny práce na nových konstrukcích reaktorů RBMKP. Jaderné elektrárny s reaktory RBMKP-2400 nebyly uvedeny do provozu.

Poznámky

1. ↑ A. P. Alexandrov, N. A. Dollezhal. Atomová energie Svazek 43. Číslo 5. // Vývoj uranovo-grafitových kanálových reaktorů v SSSR. . - Moskva: Atomizdat, 1977.
2. ↑ 1 2 3 4 5 N. A. Dollezhal, I. Ja Emeljanov. Kanálový jaderný reaktor // Kapitola 11. Perspektivy rozvoje kanálových uran-grafitových reaktorů . - Moskva: Atomizdat, 1980.
3. ↑ 1 2 3 N. A. Dollezhal, A. P. Aleksandrov, E. P. Velikhov, N. N. Bogolyubov, G. N. Flerov aj. Jaderná věda a technologie v SSSR // Kapitola 1.3. Kanálové vodní grafitové reaktory. Reaktor RBMKP-2400 pro pokročilé jaderné elektrárny. . - Moskva: Atomizdat, 1977. - S. 38-41.
4. ↑ 1 2 N. A. Dollezhal. Ústa uměle vytvořeného moře. Poznámky designéra. // Kapitola 3. Hlavní věc života. K velké síle. . - 4., doplněno. - Moskva: Nakladatelství, 2010. - S. 163. - (Tvůrci jaderného věku). - ISBN 978-5-86656-244-2 .
5. ↑ Pod. vyd. DOPOLEDNE. Petrosyants. Jaderný průmysl Ruska: sbírka článků // . - Moskva: Energoatomizdat, 2000. - 1040 s. - 1500 výtisků.  — ISBN 5-283-03180-2 .