МКЭР

**Многопетлевой энергетический реактор (МКЭР)** — серия энергетических кипящих уран-графитовых реакторов третьего поколения с естественной циркуляцией теплоносителя, разработанных в 1990-2000-е годы. Реакторы МКЭР являются эволюционным развитием серии канальных реакторов РБМК с учётом полученного опыта при эксплуатации данных реакторов, а так же современных требований по безопасности АЭС. Реакторы МКЭР разрабатывались в первую очередь для замены выводящихся из эксплуатации энергоблоков с реакторами РБМК.

Разработка проектов реакторной установки МКЭР была выполнена объединённым коллективом специалистов институтов НИКИЭТ, ВНИПИЭТ, НИЦ «Курчатовский институт» и Московским отделением Атомэнергопроект при участии специалистов Ленинградской АЭС.

## История проектирования. Особенности реакторных установок

[1]
Работы по проектированию реактора начались в 1989 году. В 1992 году конкурсе по замещающим реакторным установками на Ленинградской АЭС разработчиками был представлен проект уран-графитового канального реактора МКЭР-800.В процессе разработки реактора МКЭР-800 был учтён опыт эксплуатации водо-графитовых канальных реакторов типа серии РБМК, и был сделан упор на совершенствование пассивных систем безопасности реакторной установки, а так же усовершенствование средств предупреждения и локализации возможных аварий. В проекте реактора МКЭР-800 были внесены ряд новшеств, в частности: увеличено количество независимых петель контура многократной принудительной циркуляции (КМПЦ), по сравнению с реакторами серии РБМК, что позволило уменьшить максимальный диаметр трубопроводов циркуляционного контура до 300 мм . За счёт естественной циркуляции теплоносителя из системы КПМЦ были исключены главные циркулирующие насосы (ГЦН), интенсификация циркуляции происходит за счёт струйных насосов (инжекторов). Компактизация контура многократной принудительной циркуляции позволила заключить реакторную установку в герметическую защитную оболочку. Шахматное соединение топливных каналов к раздающим коллекторам, позволило обеспечить теплоотвод через соседние каналы при возможной потере теплоносителя и разрушении коллектора, тем самым исключая нагрев топлива до потери герметичности оболочки. За счёт реализации оптимального уран-графитового соотношения, в МКЭР было обеспечено улучшение нейтронно-физических характеристик реактора, и повышены свойства самозащищенности активной зоны реакторной установки, в частности:

* ОПМКР
* ОЭОАЗ
* ОВП
* ОЗР
* ОЭО
Отрицательный паровой и мощностной коэффициенты реактивности, что исключает самопроизвольный разгон реактора при увеличении мощности и при снижении расхода теплоносителя;

Отрицательный эффект обезвоживания активной зоны, который в случае потери теплоносителя, на начальной стадии аварийного процесса обеспечивает снижение мощности реактора;

Отсутствие внутренних причин, которые могли бы привести к выделению общей реактивности больше доли запаздывающих нейтронов;

Отсутствие запаса реактивности на выгорание за счет использования перегрузки топлива на ходу;

Отрицательный эффект обезвоживания контура охлаждения системы управления и защиты (СУЗ) в подкритичном состоянии реактора.

В середине 1990-х был на основе реактора МКЭР-800 был разработан проект МКЭР-1000. Реакторная установка МКЭР-1000 конструктивно подобна МКЭР-800, однако из-за увеличения тепловой мощности реактора до 3000 МВт в конструкцию реактора был внесён ряд изменений для обеспечения необходимого режима охлаждения активной зоны. Для чего было увеличено общее количества топливных каналов до 1824, применены дистанционирующие решетки с интенсификаторами теплообмена, аналогичных применяемым на реакторах РБМК-1500, для интенсификации теплообмена в технологических каналах, применено дросселирование топливных каналов, находящихся на периферии активной зоны.

В 2001 году на Ленинградской АЭС для замещения мощностей с реакторами РБМК-1000 был объявлен очередной тендер, в котором принял участие основной разработчик реакторов МКЭР НИКИЭТ им. Н. А. Доллежаля. Разработчиком всего за шесть месяцев, с использованием опыта проектирования реакторов МКЭР-800 и МКЭР-1000, был разработан новый проект реактора МКЭР-1500, электрической мощностью установки 1500 МВт. Основной особенностью реакторной установки МКЭР-1500 стало внедрение в тепловую схему ГЦН (аналогично тепловым схемам РУ РБМК-1000 и 1500) для надёжного охлаждения реактора. Включение ГЦН в тепловую схему МКЭР-1500 было обусловлено тем, что согласно проведённым исследованиям было показано, что тепловая мощность реактора в 3000 МВт была предельной, которую целесообразно снимать естественной циркуляцией теплоносителя, интенсифицируемой струйными инжекторами. Поэтому в реакторе МКЭР-1500, имевшему бо́льшую тепловую мощность, активную зону было предложено охлаждать при работе энергоблока на мощности принудительной циркуляцией теплоносителя, развиваемой циркуляционными насосами.

Согласно результатам конкурса было установлено, что энергоблок с МКЭР-1500, соответствует всем требованиям по безопасности, а так же на 15-20% дешевле энергоблока с реактором ВВЭР-1500, проект которого так же участвовал в конкурсе на Ленинградской АЭС по замещению мощностей.

## Характеристики реакторов МКЭР

[2]
**Подробнее**: Характеристика, МКЭР-800 ...

## Описание РУ МКЭР-800 (1000)

[3]
Реакторные установки (РУ) с МКЭР-800 и МКЭР-1000 включают в себя реактор соответствующей мощности, КМПЦ с входящим в него оборудованием и системы, обслуживающие реакторную установку. КМПЦ состоит из 8 разделенных по воде пополам перегородками барабан-сепараторов с присоединенными к ним 32 циркуляционными петлями (по четыре петли на каждый барабан-сепаратор). Циркуляционные петли одного барабана-сепаратора объединены по воде перемычками. Тем самым циркуляционный контур МКЭР-800 (МКЭР-1000) состоит из 16 независимых по воде петель. Такая компоновка позволила сократить максимальные диаметры трубопроводов циркуляционного контура до 300 мм. Исследование теплогидравлических параметров реакторных установок с МКЭР-800 и МКЭР-1000 показали, что тепловая мощность реактора до 3000 МВт может сниматься теплоносителем в режиме естественной циркуляции теплоносителя, интенсифицируемой инжекторами с 1580 шестиметровых ТВС, аналогичных сборкам РБМК-1000.

Инжекторы на РУ МКЭР-800 (1000) устанавливаются на каждую опускную трубу, по которым отсепарированная циркуляционная вода отводится из сепаратора. Из инжектора вода под давлением в 7.06 МПа (МКЭР-800) и 6.86 МПа (МКЭР-1000) поступает в раздаточный коллектор, из которого по водяным коммуникациям раздаётся по топливным каналам. Создание в инжекторе дополнительного напора, равного 0.2 МПа (МКЭР-800) и 0.4 МПа (МКЭР-1000), осуществляется питательной водой, которая питательными насосами подаётся в сопло инжектора. В топливных каналах вода нагревается и частично превращается в пар. Пароводяная смесь по трубопроводам поступает в сепаратор пара, где разделяется на воду и пар. Отсепарированный пар по отводящим паропроводам, на которых установлены отсечная арматура и главные предохранительные клапаны, поступает в главные паропроводы, подающие пар на турбоагрегат энергоблока. На трубопроводах, отводящих пар из реактора и подводящих в реактор питательную воду, устанавливаются быстродействующие отсечные задвижки, которые должны закрываться при авариях, вызванных разрывами трубопроводов, локализуя тем самым аварию в одной петле.

Реакторная установка, основное оборудование вспомогательных систем, влияющих на безопасность, а так же перегрузочный комплекс размещаются в контайнменте внутренним диаметром не более 55,5 метров. Контайнмент выполнен из двух цилиндрических защитных оболочек: внутренней — металлической, рассчитанной на максимальное избыточное давление 0.2 МПа во время аварии, и наружной из железобетона без предварительного напряжения — рассчитанной на все экстремальные внешние воздействия, с контролируемым кольцевым зазором между оболочками.

Перегрузка топлива может осуществляться как на остановленном, так и на работающем реакторе разгрузочно-загрузочной машиной, входящей в состав перегрузочного комплекса, без снижения мощности самой установки.

Биологическая защита реактора, состоящая из отражателя, металлоконструкций с защитными материалами, бетонной стены шахты реактора, кольцевого бака с водой, стальных защитных блоков, спроектирована таким образом, что в центральном зале на работающем реакторе эквивалентная мощность дозы не превышает 8 нЗв/с (2.9 мбэр/ч), что обеспечивает возможность пребывания при необходимости персонала в центральном зале.

Для сохранения целостности внутренней защитной оболочки в случае тяжелой запроектной аварии предусмотрена пассивная система сброса давления с фильтрацией. В случае превышения проектной величины давления в защитной оболочке реакторной установки парогазовая смесь через разрывную мембрану поступает в систему сброса давления с фильтрацией. Система обеспечивает как конденсацию пара, так и задержку твердых радионуклидов продуктов деления и актиноидов в насыпном гравийном фильтре. Для очистки выброса в окружающую среду от газообразных и летучих продуктов деления предусмотрена фильтровальная станция с аэрозольным и йодным фильтрами и пассивным устройством осушения газо-воздушной смеси.