MKER

El reactor de potencia de canal multibucle (MCER)  es una serie de reactores de uranio-grafito de ebullición [1] [2] de potencia de tercera generación con circulación de refrigerante natural, desarrollados en las décadas de 1990 y 2000. Los reactores MKER son un desarrollo evolutivo de la serie RBMK de reactores de canal , teniendo en cuenta la experiencia adquirida en la operación de estos reactores, así como los requisitos de seguridad de las centrales nucleares modernas. Los reactores MKER se desarrollaron principalmente para reemplazar las unidades de potencia fuera de servicio con reactores RBMK.

El desarrollo de proyectos para la planta del reactor MKER fue realizado por un equipo conjunto de especialistas de los institutos NIKIET , VNIPIET , NRC "Instituto Kurchatov" y la sucursal de Moscú de Atomenergoproekt con la participación de especialistas de la central nuclear de Leningrado .

Historia del diseño. Características de las instalaciones del reactor

El trabajo sobre el diseño del reactor comenzó en 1989 [3] . En 1992, en la competencia para instalaciones de reactores de reemplazo en la central nuclear de Leningrado , los desarrolladores presentaron un proyecto para el reactor de canal de uranio-grafito MKER-800. [2] En el proceso de desarrollo del reactor MKER-800 se tuvo en cuenta la experiencia de operación de reactores de canal de agua-grafito de la serie RBMK, y se hizo énfasis en mejorar los sistemas de seguridad pasiva de la planta del reactor, así como mejorar los medios de prevención y localización de posibles accidentes. Se introdujeron una serie de innovaciones en el diseño del reactor MKER-800, en particular: se aumentó el número de bucles independientes del bucle de circulación forzada múltiple (MPC) en comparación con los reactores de la serie RBMK, lo que permitió reducir el diámetro máximo de las tuberías del bucle de circulación a 300 mm [4] . Debido a la circulación natural del refrigerante, las bombas de circulación principales (MCP) se excluyeron del sistema KPMC, la circulación se intensifica debido a las bombas de chorro ( inyectores ). La compactación del bucle de circulación forzada múltiple permitió encerrar la planta del reactor en una contención hermética . La conexión escalonada de los canales de combustible a los colectores de distribución permitió garantizar la eliminación de calor a través de canales adyacentes en caso de posible pérdida de refrigerante y destrucción del colector, excluyendo así el calentamiento del combustible a la pérdida de la estanqueidad de la carcasa. Debido a la implementación de la relación óptima de uranio-grafito, el MCER proporcionó una mejora en las características neutrónicas del reactor y aumentó las propiedades de autoprotección del núcleo del reactor , en particular [5] [3] :

• coeficientes de reactividad de vapor y potencia negativos , que elimina la aceleración espontánea del reactor con un aumento de potencia y con una disminución del flujo de refrigerante;
• el efecto negativo de la deshidratación del núcleo, que, en caso de pérdida de refrigerante, en la etapa inicial del proceso de emergencia, asegura una disminución de la potencia del reactor;
• la ausencia de causas internas que pudieran dar lugar a la liberación de una reactividad total superior a la fracción de neutrones retardados ;
• falta de margen de reactividad para el quemado debido al uso de reabastecimiento de combustible en movimiento;
• efecto negativo de deshidratación del circuito de refrigeración del sistema de control y protección (CPS) en el estado subcrítico del reactor.

A mediados de la década de 1990, el proyecto MKER-1000 se desarrolló sobre la base del reactor MKER-800. La planta del reactor MKER-1000 es estructuralmente similar a la MKER-800, sin embargo, debido al aumento de la potencia térmica del reactor a 3000 MW, se realizaron una serie de cambios en el diseño del reactor para garantizar el modo necesario de enfriamiento del núcleo. . Para ello, se aumentó el número total de canales de combustible a 1824, se utilizaron rejillas espaciadoras con intensificadores de transferencia de calor similares a los utilizados en los reactores RBMK-1500 para intensificar la transferencia de calor en canales tecnológicos, estrangulamiento de canales de combustible ubicados en la periferia del se aplicó el núcleo [3] .

En 2001, se anunció otra licitación en la central nuclear de Leningrado para reemplazar capacidades con reactores RBMK-1000, en la que el principal desarrollador de los reactores MKER, NIKIET, que lleva el nombre de V.I. N. A. Dollezhal. En apenas seis meses, aprovechando la experiencia de diseño de los reactores MKER-800 y MKER-1000, el desarrollador desarrolló un nuevo diseño para el reactor MKER-1500, con una potencia eléctrica de la instalación de 1500 MW [6] . La característica principal de la planta del reactor MKER-1500 fue la introducción de un MCP en el circuito térmico (similar a los circuitos térmicos de las plantas del reactor RBMK -1000 y 1500) para una refrigeración fiable del reactor. La inclusión del MCP en el circuito térmico del MKER-1500 se debió a que, según los estudios, se demostró que la potencia térmica del reactor de 3000 MW era el límite, que es recomendable eliminar por la circulación natural del refrigerante, intensificada por inyectores de chorro [6] . Por lo tanto, en el reactor MKER-1500, que tenía una mayor potencia térmica, se propuso enfriar el núcleo cuando la unidad de potencia está operando a potencia mediante circulación forzada del refrigerante desarrollado por bombas de circulación.

De acuerdo con los resultados de la competencia, se encontró que la unidad de potencia con el MKER-1500 cumple con todos los requisitos de seguridad y también es 15-20% más barata que la unidad de potencia con el reactor VVER-1500, cuyo diseño también participó. en la licitación de la central nuclear de Leningrado para la reposición de capacidad.

Características de los reactores MKER

Descripción de RP MKER-800 (1000)

Las plantas reactoras (RI) con MKER-800 y MKER-1000 incluyen un reactor de la potencia adecuada, una CMPC con sus equipos y sistemas que dan servicio a la planta reactora. KMPTS consta de 8 separadores de tambor divididos por la mitad por particiones con 32 bucles de circulación unidos a ellos (cuatro bucles para cada separador de tambor). Los bucles de circulación de un separador de tambor están unidos en agua por puentes. Así, el circuito de circulación MKER-800 (MKER-1000) consta de 16 bucles independientes del agua [3] . Esta disposición permitió reducir los diámetros máximos de las tuberías del circuito de circulación a 300 mm. Un estudio de los parámetros termohidráulicos de las plantas de reactores con MKER-800 y MKER-1000 mostró que el refrigerante puede eliminar la potencia térmica del reactor hasta 3000 MW en el modo de circulación natural del refrigerante, intensificado por inyectores con 1580 conjuntos combustibles de seis metros similares a los conjuntos RBMK-1000 [3] .

Los inyectores en la planta del reactor MKER-800 (1000) están instalados en cada bajante, a través de los cuales el agua circulante separada se descarga del separador. Desde el inyector, el agua a presión de 7,06 MPa (MKER-800) y 6,86 MPa (MKER-1000) ingresa al colector de distribución, desde donde se distribuye a través de los canales de combustible a través de las comunicaciones de agua. La creación de una presión adicional en el inyector, igual a 0,2 MPa (MKER-800) y 0,4 MPa (MKER-1000), se realiza mediante agua de alimentación, que se suministra a la boquilla del inyector mediante bombas de alimentación. En los canales de combustible, el agua se calienta y se convierte parcialmente en vapor. La mezcla de vapor y agua ingresa al separador de vapor a través de tuberías, donde se separa en agua y vapor. El vapor separado a través de las tuberías de vapor de salida, en las que están instaladas las válvulas de cierre y las válvulas de seguridad principales, ingresa a las tuberías de vapor principales que suministran vapor a la unidad de turbina de la unidad de potencia [3] . En las tuberías que extraen el vapor del reactor y suministran agua al reactor se instalan válvulas de corte de alta velocidad, las cuales deben cerrarse en caso de accidentes causados ​​por roturas de tuberías, localizando así el accidente en un bucle.

La planta del reactor, los equipos principales de los sistemas auxiliares que inciden en la seguridad, así como el complejo de recarga se ubican en una contención con un diámetro interno no mayor a 55,5 metros. La contención está formada por dos cuerpos de contención cilíndricos: uno interior metálico diseñado para una sobrepresión máxima de 0,2 MPa en caso de accidente, y otro exterior de hormigón armado sin pretensado, diseñado para todas las influencias externas extremas, con un espacio anular controlado entre las conchas [3] .

La recarga de combustible se puede realizar tanto en parada como en reactor en funcionamiento mediante una máquina de carga y descarga, que forma parte del complejo de recarga, sin reducir la potencia de la propia instalación.

La protección biológica del reactor, compuesta por un reflector , estructuras metálicas con materiales de protección, un muro de hormigón del pozo del reactor, un tanque anular de agua, bloques protectores de acero, está diseñada de tal manera que en la sala central del reactor en operación , la tasa de dosis equivalente no supera los 8 nSv /s ( 2,9 mrem /h), lo que brinda la posibilidad de permanecer en la sala central si es necesario [3] .

Para mantener la integridad de la contención interna en el caso de un accidente severo más allá de la base de diseño, se proporciona un sistema pasivo de alivio de presión con filtración. Si se excede la presión de diseño en la contención de la planta del reactor, la mezcla de vapor y gas a través del disco de ruptura ingresa al sistema de alivio de presión con filtración. El sistema proporciona condensación de vapor y retención de radionucleidos sólidos de productos de fisión y actínidos en un paquete de grava a granel. Para limpiar la liberación al medio ambiente de productos de fisión gaseosos y volátiles, se proporciona una estación de filtrado con filtros de aerosol y yodo y un dispositivo pasivo para el secado de la mezcla gas-aire.

Notas

1. ↑ BV Lysinkov. En los orígenes de la industria nuclear. Colección de artículos . — 2º, complementado y revisado. - Moscú: FSUE NIKIET, 2007. - 500 ejemplares.
2. ↑ 1 2 Adamov EO Revista "Energía atómica" Volumen 76. Número 4. // Dirección del canal de la ingeniería del reactor: estado y perspectivas . - Moscú: Atomizdat, 1994. - 1480 copias.  — ISBN 0004-7163.
3. ↑ 1 2 3 4 5 6 7 8 Abramov MA y otros Reactor de energía nuclear de canal RBMK // . - Moscú: GUP NIKIET, 2006. - 632 p. - ISBN 5-98706-018-4 .
4. ↑ BA Gabaraev, Yu.S. Cherepnín. Diseños innovadores de reactores nucleares . JSC "Órdenes de Lenin NIKIET con el nombre de N.A. Dollezhal" (26 de marzo de 2009). Fecha de acceso: 24 de noviembre de 2020. (indefinido)
5. ↑ Bajo el general edición SUR. Dragunov. Adelantado al siglo: NIKIET - 60 años // [1] . - Moscú: NIKIET, 2012. - 2500 ejemplares.  — ISBN 978-5-98706-062-9 .
6. ↑ 1 2 Boletín de Energía Atómica No. 12 // [2] . - Moscú: Atomium Corporate Media Center (FSUE "TsNIIatominform"), 2005. - P. 30-33. — 95 s. - 1001 copias.  — ISBN 1811-7864.