О новых проектах реакторных установок ВВЭР (водо-водяного энергетического реактора) на современном этапе развития атомной энергетики

1.3 Проект РУ В-466Б

Разработка проекта РУ В-466Б для АЭС "Белене" в Болгарии начата в 2007 г. после разработки технического задания на проектирование, сооружение и введение в эксплуатацию АЭС "Белене".

В этом техническом задании наиболее полно синтезированы современные требования к легководным реакторным установкам. Основу технического задания составляют требования, практически полностью соответствующие требованиям EUR, что и определило концепцию данного проекта. По применяемым техническим решениям этот проект наиболее близок к проекту РУ В-392 (В-412), который можно считать для него референтным проектом. Вместе с тем этот проект ориентирован на более полное удовлетворение требований, повышающих его экономическую эффективность. В сравнении с проектом В-392 к этим требованиям, прежде всего, относятся требования по повышению сроков службы основного оборудования, требования по улучшению топливоиспользования и других эксплуатационных характеристик.

Конкретные данные по параметрам, проектным характеристикам и целевым показателям приведены в таблице 4.

Рассмотрим отдельные технические решения, относящиеся к отличиям этого проекта от проекта РУ В-392.

Принципиальная компоновка сохранена без изменений (рис. 1).

Расположение реактора в шахте бетонной также не изменено (рис. 2).

Отличия, внесенные в конструкцию реактора, связаны с необходимостью увеличения срока службы корпуса реактора. С этой целью был увеличен диаметр корпуса реактора начиная с зоны патрубков и ниже. Размер А (см. рис. 3) увеличен с 4150 до 4195мм. Это изменение дало возможность ограничить флюенс потоков нейтронов с энергией более 0,5МэВ на корпус величиной менее 4,85·10¹⁹ нейтрон/смІ и тем самым обеспечить ресурс работы корпуса 60 лет при применении улучшенной корпусной стали марки 15Х2НМФА класс 1 с пониженным содержанием никеля.

Рис.1. Принципиальная компоновка основного оборудования РУ В-466Б.

Применен усовершенствованный привод СУЗ ШЭМ-3 с улучшенными динамическими характеристиками и повышенной надежностью (рис. 4). Срок службы механической части привода увеличен с 20 до 40 лет. В парогенераторе (рис. 5) применена разреженная коридорная компоновка труб в теплообменном пучке, увеличен внутренний диаметр корпуса с 4000 до 4200мм, что дало возможность улучшить циркуляцию в трубном пучке и создать условия для снижения концентрации коррозионно-опасных примесей, облегчило доступ для применения автоматизированных средств контроля и обслуживания. Срок службы парогенератора увеличен до 60 лет.

Рис.2. Расположение реактора в шахте бетонной

Технические решения по остальному оборудованию РУ и системам, важным для безопасности, практически полностью соответствует проекту РУ В-392, за исключением тепловыделяющих сборок (ТВС). В соответствии с принятым решением будут применяться ТВСА с уголками жесткости (рис. 6), в отличие от ТВС, примененных в проекте РУ В-392.

Рис.3. Корпус реактора

Отдельная информация по проекту ранее публиковалась в [9, 10].

В настоящее время разработана документация на изготовление основного оборудования РУ с длительным циклом изготовления и промежуточный доклад по безопасности.

В 2009 году предполагается выполнение работ по разработке комплектного технического проекта реакторной установки В-466Б для АЭС «Белене» и выполнение ряда НИОКР.

Рис. 4. Привод СУЗ ШЭМ-3

Рис.5. Парогенератор

Таблица 4 Перечень параметров, характеристик и целевых показателей проекта В-466Б

Примечания: * - Величины, отмеченные знаком «-», подлежат определению при проектировании и проведении НИОКР. ** - Требованиям EUR соответствует базовый проект В-392.

Рис.6. ТВСА

1.4 Проекты РУ В-392М и В-491

Разработка проектов РУ В-392М и В-491, ориентированных на реализацию на головных энергоблоках НВАЭС-2 и ЛАЭС-2 в период 2008-2012 гг. начата в 2007 г. после разработки технических заданий на базовый проект АЭС-2006 и проект РУ В-392М.

Концепция безопасности этих двух проектов РУ и АЭС в целом ориентированы на базовые проекты АЭС-92 с РУ В-392 и АЭС-91 с РУ В-428 для НВАЭС-2 и АЭС «Тяньвань» соответственно. Отличие между ними состоит в основном в различных способах технической реализации систем безопасности и систем управления ЗПА с ориентацией на исключение избыточности для повышения экономической эффективности сооружения и эксплуатации АЭС. Этой цели соответствует также повышение номинальной мощности, параметров первого и второго контуров, улучшение показателей топливоиспользования и эксплуатационных характеристик по сравнению с проектами - аналогами. При этом оба проекта РУ обладают достаточно высокой степенью унификации конструкций, входящих в их состав оборудования и трубопроводов, а также основных технических решений по проектным основам и характеристикам систем и оборудования РУ. Некоторая информация по проектам приведена в публикациях [11, 12].

Основные параметры, проектные характеристики и целевые показатели приведены в таблице 5.

Таблица 5 Перечень параметров, характеристик и целевых показателей проектов В-392М и В-491

Примечания: * - основное незаменяемое оборудование РУ рассчитано на МРЗ - 8 баллов; ** - головной энергоблок отличается от последующих блоков серии большим объемом пусконаладочных испытаний и измерений. Для головного энергоблока выполняются обосновывающие НИОКР, которые применимы для всей серии; *** - требуется анализ соответствия.

Особенности проектов В-392М и В-491 рассматриваются ниже.

Проект В-392М в большей степени соответствует проекту РУ В_392 для АЭС-92, получившему сертификат клуба EUR.

Отличия от проекта РУ В_392 определяются ориентацией на повышение экономической эффективности, и в этой части проект имеет общие черты с проектом В_466Б для АЭС «Белене» в части основного оборудования РУ.

Рассмотрим особенности технических решений, примененных в данном проекте.

Функциональная компоновка практически не изменилась, за исключением системы быстрого ввода бора, которая не востребована Заказчиком проекта АЭС-2006.

Применен практически тот же реактор, что и в проекте В-466Б, за исключением отличий в диаметре корпуса (больший диаметр для увеличения срока службы до 60лет) и конструкции активной зоны.

В основу конструкции активной зоны положены ТВС-2 с жестким каркасом, которые прошли опытно-промышленную эксплуатацию. В 2006г. начата опытно-промышленная эксплуатация модернизированной ТВС-2М, которая применяется в данном проекте. В ТВС-2М применен твэл с удлиненным топливным столбом и 13-ой антивибрационной решеткой, обеспечена ремонтнопригодность ТВС за счет применения быстросъемной головки ТВС с цанговым креплением, применено разъемное цанговое крепление твэлов в нижней решетке и унифицированные дистанционирующие решетки. Принятые решения направлены на улучшение топливоиспользования и повышение надежности активной зоны.

Применен модернизированный привод ШЭМ-3, как и в проекте РУ В-466Б.

Применяется тот же парогенератор, что и в проекте РУ В-466Б, а именно в парогенераторе применена разреженная коридорная компоновка труб в теплообменном пучке, увеличен диаметр корпуса (внутренний диаметр увеличен с 4,0 до 4,2м), что дало возможность улучшить циркуляцию в трубном пучке и создать условия для снижения концентрации коррозионно-опасных примесей, облегчило доступ для применения автоматизированных средств контроля и обслуживания. Срок службы парогенератора увеличен до 60 лет.

Применяется тот же главный циркуляционный насос, что и в проектах РУ В-392, В_428, В-412, В-466Б с планируемым в дальнейшем применением водяного охлаждения двигателя для полного исключения масляной системы с целью повышения пожаробезопасности.

По остальному оборудованию реакторных установок применены решения базового проекта РУ В-392. Технические решения по системам безопасности и системам управления ЗПА, принятые в проекте В-392М, отличаются от проекта В-392 уменьшением количества каналов активных систем безопасности до двух с резервированием оборудования в пределах каждого канала и соответствующим уменьшением до двух каналов обеспечивающих и управляющих систем безопасности.

В проекте В-491 технические решения по основному оборудованию РУ те же, что и в проекте В-392М, а по системам безопасности и системам управления запроектными авариями приняты технические решения, соответствующие проекту РУ В-428, с добавлением системы пассивного отвода тепла (СПОТ) и системы пассивного отвода тепла защитной оболочки (СПОТ ЗО). Таким образом, степень пассивности в системах безопасности в данном проекте меньше, чем в проекте В-392М, но выше, чем в проекте РУ В_428. Другое важное отличие заключается в том, что в проекте В-491 используется четырехканальное построение систем безопасности.

Концепция АСУТП в этом проекте, отличается от концепции АСУТП проектов В-392 и В-392М структурой построения технических средств для формирования сигналов на срабатывание систем безопасности («два из четырех», вместо «два из трех»). Информация по принципам резервирования систем для проектов В_392М, В_491 приведена в таблице 6.

Таблица 6 Структура систем безопасности В-392М и В-491

Для всех представленных технических решений вероятность тяжелого повреждения активной зоны ниже нормативного требования 10^-5 на реактор в год. Вместе с тем, увеличение степени пассивности систем безопасности приводит к снижению вероятности тяжелого повреждения активной зоны до величины менее 10^-6 на реактор в год, т.е. повышению безопасности РУ и АЭС (см. таблицу 4).

В 2008г. «Ростехнадзор» выдал лицензии на сооружение 2 блоков НВАЭС-2 и 1 блока ЛАЭС-2, оговорив в качестве условий действия лицензии выполнение программы НИОКР в обоснование безопасности энергоблоков.

В настоящее время начаты изготовление основного оборудования и строительные работы в соответствии с графиками реализации. Выполнение программ НИОКР будет рассмотрено далее.

1.5 Перспективы и направления дальнейшего развития РУ большой мощности. Проект РУ В-488 (для АЭС-2006М)

Направления дальнейшего развития и ближайшие перспективы технологии ВВЭР связаны главным образом с повышением экономической эффективности проектов РУ и АЭС-2006 с ориентацией на реализацию как внутри страны, так и за рубежом. Данный проект АЭС обозначается как АЭС-2006М, а соответствующая РУ имеет индекс В-488.

Ниже приведены основные концептуальные направления усовершенствований проектов РУ для АЭС-2006М [12].

Достижение следующих целевых показателей по проектам РУ и АЭС:

– реализация оптимального сочетания целевых показателей экономичности выработки электроэнергии и топливоиспользования (КИУМ=0,9, КТИ=0,92, длительность топливной кампании - до 350эфф.сут, максимальная глубина выгорания топлива - до 70 МВт сут/кгU, топливный цикл - 24 мес. и т.д.);

– увеличение тепловой мощности реактора до 3300МВт с одновременным повышением КПД (нетто) энергоблока до 36%, что позволит увеличить электрическую мощность (брутто) до 1300 МВт.

Оптимизация технических решений по системам безопасности:

– модернизация структуры систем безопасности в направлении оптимизации сочетания активного и пассивного принципов;

– проработка вариантов общестанционных систем безопасности (например: обеспечивающие системы безопасности, обслуживающие несколько энергоблоков);

– увеличение времени эффективного действия пассивных систем безопасности и управления авариями без вмешательства оператора и потребности в электроэнергии до 72 ч;

– проработка варианта удержания расплава в корпусе реактора при тяжелых авариях за счет внутреннего и внешнего охлаждения;

– исключение избыточности в АСУ ТП;

– проработка варианта с применением концепции ТПР для снижения требований к системам безопасности (снижение размера течи первого контура, рассматриваемого в анализах безопасности в качестве МПА до Ду200, и, как следствие, снижение требований к защитным системам безопасности), с ориентацией на внедрение этой концепции после внесения изменений в федеральные нормы и правила.

Оптимизация параметров РУ, характеристик систем нормальной эксплуатации и модернизация оборудования РУ:

– проработка варианта с повышением расчетного давления ПГ по второму контуру до 9,5МПа, что позволит значительно оптимизировать комплекс защит и блокировок по повышению давления во втором контуре, расширить возможности температурного регулирования и внедрить статическую программу регулирования по средней температуре теплоносителя первого контура (снижение нагрузок на основное оборудование РУ в многоцикловых режимах с изменением нагрузки (маневренных режимах), оптимизация в этих режимах водообмена и соответствующее снижение объемов жидких радиоактивных отходов и т.д.);

– проработка варианта ПГ с экономайзерным участком;

– применение обогащенного до 42% бором-10 раствора борной кислоты в теплоносителе первого контура (снижение химического воздействия борной кислоты на оборудование первого контура при переходе на топливный цикл в 24 месяца).

– повышение показателей использования принципа внутренней самозащищенности РУ за счет соответствующих изменений конструкции основного оборудования по отношению к проекту РУ для АЭС-2006 (увеличение объема КД, запаса воды в ПГ, полное перекрытие поглотителем топливного столба после срабатывания АЗ, исключение гидрозатвора в «холодной» нитке ГЦТ, применение усовершенствованной конструкции ГЦНА, применение концепции удержания расплава внутри корпуса реактора);

– применение для используемого оборудования РУ сталей, которые позволят повысить его срок службы более 60 лет;

– применение концепции обслуживания топлива при работе реактора на мощности (увеличение КИУМ и т.д.).

Усовершенствование активной зоны:

– усовершенствование конструкции активной зоны, направленное на увеличение загрузки топлива на 16-18% по сравнению с РУ В-320 (повышение обогащения U235 более 5%, увеличение высоты топливного столба на 200-250мм, применение топливной таблетки с зерном 20-30 мкм (и далее до 45-60 мкм), твэл без центрального отверстия и т.д.);

– усовершенстовование конструкции активной зоны, направленное на увеличение запасов по теплотехнической надежности ее охлаждения (интенсификация внутрикассетного и межкассетного перемешивания теплоносителя, повышение расхода через активную зону, уменьшение неравномерности энерговыделений в ТВС и активной зоне в целом, в том числе, за счет увеличения радиуса расположения в ТВС поглощающих стержней ПС СУЗ и т.д.);

– изучение возможности и достижения экономического эффекта при использовании «тонких» твэлов и «керметного» топлива, применении сорбента в газовом зазоре, использовании «грязного» (регенерированного) МОХ-топлива;

– проработка вариантов, исключающих объемное кипение в ТВС;

– применение активной зоны, способной работать при низких концентрациях бора с осуществлением маневренных режимов без изменения концентрации бора.

Помимо перечисленных выше направлений усовершенствования РУ для АЭС-2006 предложена концепция двухпетлевой РУ ВВЭР-1200А, что позволит снизить стоимость основного оборудования РУ и уменьшить размеры ЗО. Однако реализация данного проекта требует более значительного объема НИОКР.

2. Проекты реакторных установок средней мощности

К проектам РУ средней мощности относятся проекты РУ мощностного ряда 400_600МВт электрической мощности АЭС, для обеспечения региональных нужд и экспорта в развивающиеся страны.

В настоящее время проектирование РУ средней мощности предлагается проводить на базе основного оборудования РУ большой мощности, что приводит к увеличению ресурса основного оборудования, к увеличению теплотехнических запасов охлаждения активной зоны, что, в свою очередь, смягчает требования к характеристикам систем безопасности и позволяет более гибко проводить топливную кампанию. Предлагаемые проекты РУ средней мощности В_407 и В_498 различаются соотношением применения пассивных и активных систем безопасности и систем управления ЗПА и способах их технической реализации. В обоих проектах в основном применяются отработанные технологии, узлы и системы и максимально используется опыт проектирования, изготовления и эксплуатации предыдущих поколений АЭС с ВВЭР.

2.1 Проект РУ В-407

Особенностью проекта РУ с реактором ВВЭР-640 (В-407) является преодоление проектных аварий системами безопасности, основанными на пассивных принципах, что позволяет увеличить время поддержания РУ в безопасном состоянии, в условиях аварии с полной потерей электроснабжения, как минимум до 72 ч.

Кроме того концепция проектов РУ и АЭС основана на удержании кориума в корпусе реактора при тяжелых ЗПА за счет внешнего охлаждения корпуса.

Основные параметры проекта В-407, проектные характеристики и целевые показатели приведены в таблице 7.

Таблица 7. Перечень параметров, характеристик и целевых показателей проекта В-407

Подобные документы

• Особенности стационарной атомной энергетики

  Разработка концепции развития топливно-энергетического комплекса Украины. Производство электроэнергии в 2012 году. Основные типы электростанций. Структура суточного энергопотребления промышленного энергорайона. Специфика использования атомной энергетики.
  
  контрольная работа [169,3 K], добавлен 20.02.2015
  

• Конструктивные особенности и принцип действия атомных станций

  Устройство и основные агрегаты ядерных энергетических установок атомных электростанций различного типа. Конструктивные особенности АЭС с газоохлаждаемыми, водо-водяными и водо-графитовыми энергетическими реакторами, с реакторами на быстрых нейронах.
  
  реферат [26,4 K], добавлен 19.10.2012
  

• География атомной энергетики РФ

  История и перспективы развития атомной электроэнергетики. Основные типы атомных электростанций (АЭС), анализ их преимуществ и недостатков, а также особенности выбора для них реактора. Характеристика атомного комплекса РФ и действующих АЭС в частности.
  
  курсовая работа [701,2 K], добавлен 02.11.2009
  

• Расчёт парогенератора для атомных электростанций

  Предназначение и конструктивные особенности ядерного энергетического реактора ВВЭР-1000. Характеристика и основные функции парогенератора реактора. Расчет горизонтального парогенератора, особенности гидравлического расчета и гидравлических потерь.
  
  контрольная работа [185,5 K], добавлен 09.04.2012
  

• Расчет работоспособности тепловыделяющих элементов (твэлов) водо-водяного энергетического реактора (ВВЭР)

  Особенности поведения тепловыделяющих элементов в переходных режимах. Определение линейных тепловых нагрузок в твэлах. Анализ нейтронно-физических характеристик твэлов. Расчет параметров работоспособности элементов при скачках мощности в реакторе.
  
  дипломная работа [2,0 M], добавлен 27.06.2016
  

• Развитие атомной энергетики

  Мировой опыт развития атомной энергетики. Испытание атомной бомбы. Пуск первой АЭС опытно-промышленного назначения. Чернобыльская авария и ее ущерб людям и народному хозяйству страны. Масштабное строительство атомных станций. Ресурсы атомной энергетики.
  
  курсовая работа [43,7 K], добавлен 15.08.2011
  

• Газотурбинные двигатели для электростанций

  Области применения и показатели надежности газовых турбин малой и средней мощности. Принцип работы газотурбинных установок, их устройство и описание термодинамическим циклом Брайтона/Джоуля. Типы и основные преимущества газотурбинных электростанций.
  
  реферат [1,4 M], добавлен 14.08.2012
  

• Новые системы безопасности атомной электростанции "ВВЭР-ТОИ"

  Основные технико-экономические показатели энергоблока атомной электростанции. Разработка типового оптимизированного и информатизированного проекта двухблочной электростанции с водо-водяным энергетическим реактором ВВЭР-1300. Управление тяжелыми авариями.
  
  реферат [20,6 K], добавлен 29.05.2015
  

• Особенности размещения и развития атомной энергетики РФ. Противоречия, перспективы

  Состояние атомной энергетики. Особенности размещения атомной энергетики. Долгосрочные прогнозы. Оценка потенциальных возможностей атомной энергетики. Двухэтапное развитие атомной энергетики. Долгосрочные прогнозы. Варианты структуры атомной энергетики.
  
  курсовая работа [180,7 K], добавлен 13.07.2008
  

• Нетрадиционная и малая электроэнергетика России

  Особенности развития нетрадиционной электроэнергетики. Технический потенциал ветроэнергетики, волновых энергетических установок, солнечной и геотермальной энергетики, производства биодизеля из рапса, малой гидроэнергетики, морских электростанций России.
  
  реферат [86,4 K], добавлен 28.04.2013
  

• Вентиляционные установки энергоблока ВВЭР-1000

  Назначение вентиляционных установок и воздуховодов атомных электростанций. Основы проектирования и примерная схема специальной технологической вентиляции реакторного отделения. Обеспечение допустимых температур воздуха в производственных помещениях.
  
  курсовая работа [939,0 K], добавлен 25.01.2013
  

• Устойчивость и безопасность ядерных энергетических установок

  Основные предпосылки быстрого роста ядерной энергетики. Устройство энергетических ядерных реакторов. Требования к конструкциям активной зоны и ее характеристики. Основные требования к безопасности атомных станций с реакторами ВВЭР нового поколения.
  
  курсовая работа [909,2 K], добавлен 14.11.2019
  

• Совершенствование системы учета и контроля ядерных материалов хранилища отработавшего ядерного топлива

  Методы учета и контроля ядерных материалов в "мокром" хранилище отработавшего ядерного топлива реакторных установок ВВЭР-1000. Требования к применению средств контроля доступа и проведению физической инвентаризации. Порядок оценки безвозвратных потерь.
  
  дипломная работа [780,3 K], добавлен 16.01.2014
  

• Разработка топологии программно-технического комплекса защиты автоматической системы управления и защиты реактора ВВЭР-1000

  Ядерный реактор ВВЭР-1000 - водо-водяной энергетический реактор с водой под давлением, без кипения в активной зоне. Регулирование мощности, топология локальной вычислительной сети. Коррекция базы данных конфигурации. Обмен данными между ОБД и ЛВС.
  
  дипломная работа [1,3 M], добавлен 11.09.2011
  

• Атомная энергетика

  Виды электростанций, их особенности, достоинства и недостатки, влияние на окружающую среду. Источники энергии для их деятельности. Развитие и проблемы ядерной энергетики. Принципы концепции безопасности атомных ЭС. Допустимые и опасные дозы облучения.
  
  презентация [963,6 K], добавлен 06.03.2015
  

• Типы электростанций

  Характеристика электрических станций различного типа. Устройство конденсационных тепловых, теплофикационных, атомных, дизельных электростанций, гидро-, ветроэлектростанций, газотурбинных установок. Регулирование напряжения и возмещение резерва мощности.
  
  курсовая работа [240,4 K], добавлен 10.10.2013
  

• Теоретические основы работы энергетических установок

  Теплопередача как совокупность необратимых процессов переноса тепла, виды теплообмена: теплопроводность, конвекция, тепловое излучение. Основные термодинамические процессы и законы. Устройство энергетических установок тепловых и атомных электростанций.
  
  реферат [224,0 K], добавлен 12.07.2015
  

• Ядерная энергетика

  Мировой опыт развития атомной энергетики. Развитие атомной энергетики и строительство атомной электростанции в Беларуси. Общественное мнение о строительстве АЭС в республике Беларусь. Экономические и социальные эффекты развития атомной энергетики.
  
  реферат [33,8 K], добавлен 07.11.2011
  

• Альтернативные источники энергии

  Экологические аспекты ветроэнергетики. Достоинства и недостатки солнечной, геотермальной, космической и водородной энергетики. Развитие биотопливной индустрии. Использование когенерационных установок малой и средней мощности для экономии топлива.
  
  презентация [1,4 M], добавлен 17.02.2016
  

• АЭС России

  Характеристика атомных электростанций России, их месторасположение, суммарная мощность блоков. Схема работы АЭС. Основной элемент реактора. Ведущие факторы, обеспечивающие высокую степень безопасности АЭС России. Описание остановки цепной реакции.
  
  реферат [1,0 M], добавлен 05.01.2015
  

• главная
• рубрики
• по алфавиту
• вернуться в начало страницы
• вернуться к началу текста
• вернуться к подобным работам