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

– оптимизация конструкции ГЦНА, включая обеспечение отсутствия протечек выше 50 л/ч в течение 72 часов;

– обоснование перемешивания потоков с различной концентрацией бора и температурой в проточном тракте реактора;

– оптимизация пассивной части САОЗ и СПЗАЗ;

– обоснование концепции удержания расплава активной зоны при тяжелых авариях внутри корпуса реактора за счет внутреннего и внешнего охлаждения.

3. Проекты реакторных установок малой мощности. Проект РУ В-478

Проект двухпетлевой РУ с ВВЭР-300 разрабатывается как эволюционный проект, базирующийся на технических решениях по оборудованию предшествующих проектов РУ с ВВЭР. В качестве референтного проекта применен проект В-407.

В основу проекта положены следующие концептуальные положения:

– проект разрабатывается для регионов, имеющих электрические сети малой мощности;

– основное оборудование петель (ПГ, ГЦНА, ГЦТ) по конструкции, материалам, теплотехническим параметрам максимально унифицировано с аналогичным оборудованием, применяемым в проекте ВВЭР-640 (В-407);

– активная зона на базе ТВС-2;

– удержание расплава активной зоны при тяжелых авариях внутри корпуса реактора за счет охлаждения корпуса снаружи;

– локализация течи из первого контура во второй без радиоактивных выбросов в атмосферу.

Основные параметры проекта В-478, проектные характеристики и целевые показатели приведены в таблице 10.

Стадия разработки проекта - технические предложения.

Таблица 10. Перечень параметров, характеристик и целевых показателей проекта В-478

№	Параметр	Значение
1	Установленная номинальная мощность энергоблока, МВт	300
2	Номинальная тепловая мощность РУ, МВт	*
3	Номинальная тепловая мощность реактора, МВт	850
4	Давление теплоносителя первого контура, МПа	15,7 - 16,2
5	Давление пара в парогенераторах, МПа	7,0
6	Температура теплоносителя на входе в реактор при работе на номинальной мощности, єС	294 - 296
7	Температура теплоносителя на выходе из реактора в циркуляционные петли при работе на номинальной мощности, єС	322 - 330
8	Срок службы АЭС, лет	60
9	Срок службы основного оборудования РУ, лет	60
10	Срок службы заменяемого оборудования РУ, лет, не менее	20
11	Время сооружения АЭС от начала строительства до сдачи в коммерческую эксплуатацию, лет	4,5
12	Коэффициент использования установленной мощности, %	До 90
13	Коэффициент технического использования мощности, %	До 92
14	Коэффициент готовности оборудования РУ, %	99
15	Коэффициент полезного действия, нетто, %	35,3
16	Продолжительность топливного цикла, лет	8
17	Периодичность перегрузок, месяцев	24
18	Максимальное выгорание по ТВС, МВтсутки/кгU	до 60 - 70
19	Продолжительность периода между ремонтами, лет	4 - 8
20	Среднегодовая продолжительность плановых остановок (на перегрузку топлива, регламентные работы по обслуживанию), не более, суток за год	16 - 40
21	Продолжительность перегрузки топлива, не более, суток за год	5 (10 за 2 года)
22	Количество неплановых остановок реактора за год, не более	1,0
23	Коллективная доза радиоактивного облучения персонала, не более, ч Зв/год	*
24	Запасы по параметрам активной зоны (линейному тепловому потоку, запаса до кризиса теплоотдачи) для оперативного персонала	*
25	Запас по глушению трубок в парогенераторе, %, не менее	2
26	Вероятность тяжелого повреждения активной зоны на реактор в год, менее	10-6
27	Вероятность предельного аварийного выброса на реактор в год, менее	10-7
28	Время эффективного действия пассивных систем безопасности и управления авариями без вмешательства оператора и потребности в электроэнергии, час, не менее	72
29	Проектное и максимально расчетное землетрясение (ПЗ и МРЗ)	6 и 7 *
30	Ускорение на уровне земли, соответствующие ПЗ и МРЗ	*
31	Диаметры трубопроводов первого контура, для которых применима концепция течь перед разрывом (ТПР), мм	*
32	Необходимость создания головного энергоблока для обоснования, да/нет	Да
33	Соответствие требованиям EUR, да/нет	**

Примечание: * - значение параметра определяется в процессе дальнейшего проектирования; ** - в проекте предполагается учет основных требований EUR

4. ВВЭР со сверхкритическим давлением теплоносителя

В Федеральной Целевой Программе «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007-2010годы и на перспективу до 2015года» был намечен переход к инновационным технологиям развития атомной энергетики (направление 4 ФЦП). Среди инновационных проектов международным форумом «Генерация IV» рассматриваются 6 систем, пригодных для коммерческого использования к 2030 году. Среди этих разработок система SCWR с реактором, охлаждаемым водой сверхкритического давления (СКД).

ОКБ «ГИДРОПРЕСС» с ГНЦ РФ ФЭИ и РНЦ «Курчатовский институт» в 2006г. возобновили работы по разработке концепции инновационной РУ с корпусным легководным реактором сверхкритического давления ВВЭР-СКД [12].

Сформулированы основные целевые показатели АЭС с ВВЭР-СКД, ориентированную на применение в замкнутом топливном цикле:

– сохранение достигнутого уровня по надежности и безопасности эволюционных проектов ВВЭР поколения 3+;

– коэффициент полезного действия (КПД) примерно 45%;

– коэффициент воспроизводства (КВ) топлива более 0,8;

– максимальное использование освоенной технологии ВВЭР и котло-турбинных установок со сверхкритическими и суперкритическими параметрами.

Работы над подобными проектами начались еще в 80-х годах прошлого века. В 1984г. были выполнены эскизные проработки корпусного пароводяного реактора на быстрых нейтронах (совместная работа РНЦ «Курчатовский институт» и ОКБ «ГИДРОПРЕСС»). В 1990г. предложена концепция корпусного реактора с естественной циркуляцией теплоносителя сверхкритического давления в первом контуре и изменением спектра нейтронов в процессе кампании ВВЭР-СКД-И (совместная работа РНЦ «Курчатовский институт» и ОКБ «ГИДРОПРЕСС»). Данный проект предусматривал размещение ПГ в корпусе реактора (интегральная компоновка).

В период 2006-2007г. была предложена концепция корпусного реактора для одноконтурной установки со сверхкритическим давлением теплоносителя ВВЭР-СКД. Был рассмотрен реактор с быстрорезонансным спектром нейтронов (совместная работа ГНЦ РФ ФЭИ и ОКБ «ГИДРОПРЕСС»), а также с тепловым спектром нейтронов (совместная работа ГНЦ РФ ФЭИ, РНЦ «Курчатовский институт» и ОКБ «ГИДРОПРЕСС») [15-19]. Сравнение некоторых из перечисленных проектов представлено в табл. 11.

В табл. 12 представлено сравнение с зарубежными аналогами.

Таблица 11. Проекты инновационных водоохлаждаемых корпусных реакторов

Параметр	Быстрый паро-водяной энергетический реактор (БПВЭР), (1984г.)	ВВЭР СКД-И, (1990г.)	Одноконтурная РУ с быстрорезонансным ВВЭР-СКД, (2007г.)
Мощность тепловая, МВт	3450	1350	до 3830
Электрическая, МВт	1200	515	до 1700
КПД , %	35	37	42-45
Топливо	UO2 + PuO2	UO2	UO2 + PuO2
Теплоноситель	Паро-водяная смесь	Вода СКД (Р=23,5 МПа)	Вода СКД (Р=24,5 МПа)
Температура теплоносителя (вход/выход), оС	347/360	365-345/ 381-378	290/540
Коэффициент воспроизводства	до 1,20	0,78	0,9

Таблица 12 Сравнение российского и зарубежных проектов на СКД

Параметры	SCW CANDU	HPLWR	SCLWR-H	SCFBR-H	SCWR	ВВЭР-СКД
Страна	Канада	ЕС	Япония	Корея	Россия
Тип реактора	канальный	корпусной
Спектр	тепловой	тепловой	тепловой	быстрый	тепловой	быстрый
Тепловая мощность, МВт	2540	2188	2740	3893	3846	до 3830
Электрическая мощность, МВт	1140	1000	1217	1728	1700	до 1700
КПД, %	45	44	44.4	44.4	44	43-45
Давление	25	25	25	25	25	24.5
Температура теплоносителя на входе, єC	350	280	280	280	280	290
Температура теплоносителя на выходе, єC	625	500	530	526	508	540
Топливо	UO2/Th	UO2 or MOX	UO2	MOX	UO2	MOX

К настоящему времени по одноконтурной РУ выполнены конструкторские проработки реактора (рис. 8), ВКУ, ТВС (рис. 9) для однозаходной и двухзаходной активной зоны.

Проведены нейтронно-физические и теплогидравлические расчеты. Выполнены предварительные проработки и расчеты тепловой схемы АЭС. Разработана концепция РУ, а также концепция безопасности РУ [20]. Разработаны требования к конструкционным материалам активной зоны и ВКУ, требования к ТВС и ПС СУЗ.

Были выявлены проблемные вопросы практической реализации проекта ВВЭР-СКД, которые требуют первоочередного изучения:

– теплообмен в ТВС;

– коррозия и перенос продуктов коррозии;

– теплогидравлика активной зоны (вопросы гидропрофилирования);

– теплогидравлика в камерах смешения;

– устойчивость циркуляции теплоносителя в РУ с учетом обратных связей между нейтронной мощностью и параметрами теплоносителя в активной зоне;

– исследование теплогидравлики при переходе через критическое давление в переходных процессах;

– охлаждение активной зоны в авариях с потерей теплоносителя;

Размещено на http://www.allbest.ru/

Размещено на http://www.allbest.ru/

Рис. 8. Вариант реактора ВВЭР-СКД с однозаходной активной зоной для одноконтурной РУ

– проблема ввода жидкого поглотителя для обеспечения подкритичности при заливе активной зоны холодной водой;

– обеспечение отрицательных коэффициентов реактивности по температуре топлива и удельному объему теплоносителя.

Совместно с ГНЦ ФЭИ разработана программа НИОКР по РУ с ВВЭР-СКД, предусматривающая сооружение демонстрационного реактора тепловой мощностью 300МВт.

Особо следует выделить вопрос создания системных теплогидравлических кодов для разработки требований к системам безопасности и выполнения анализов безопасности.

В настоящее время в ОКБ «ГИДРОПРЕСС» разработана расчетная программа ТЕМПА-СК [21] для теплогидравлического анализа в поканальном (поячейковом) приближении ТВС, охлаждаемой водой сверхкритического давления. Ведется верификация программы.

Необходимо отметить огромную роль международного сотрудничества для реализации реактора с водой сверхкритического давления. Работы над подобными проектами ведутся в ЕС, Канаде, Японии, США, Ю.Корее, Китае. Под эгидой МАГАТЭ организована координационная исследовательская программа (CRP) по вопросам теплоотдачи к воде сверхкритического давления, создания и верификации теплогидравлических расчетных программ. В данной программе принимают участие ОКБ «ГИДРОПРЕСС» и ГНЦ ФЭИ.

Рис.9. Вариант конструкции ТВС с шестигранной головкой

В связи с разработкой проекта реактора, охлаждаемого водой сверхкритического давления, ВВЭР_СКД становится принципиально важным участие Российских проектных и научных организаций в международном форуме «Генерация IV».

5. Особенности реализации концепции глубокоэшелонированной защиты на современном этапе

Главный принцип концепции глубокоэшелонированной защиты, заключающийся в приоритетном предотвращении неблагоприятных событий, а если это событие не удалось предотвратить, то в смягчении последствий этих событий, реализуется за счет технических и организационных мер, которые регламентируются нормативными документами для каждого из пяти уровней глубокоэшелонированной защиты

При этом важную роль играют системы важные для безопасности:

– оборудование и системы нормальной эксплуатации;

– системы безопасности;

– системы и технические средства управления запроектными авариями.

С помощью этих систем должно быть обеспечено выполнение основных функций безопасности, таких как:

– контроль и управление ядерной реакцией;

– отвод тепла от реактора;

– удержание радиоактивных веществ в установленных границах.

Для достижения целей надежности выполнения функций безопасности применяются следующие принципы:

– резервирования;

– независимости;

– разнообразия.

Ориентация на повышение экономической эффективности сооружения и эксплуатации АЭС при одновременном обеспечении безопасности побуждает разработчиков и заказчиков АЭС стремиться к исключению избыточных запасов в оборудовании и системах и упрощению технических решений по ним.

Для уровня 1 (предотвращение нарушений нормальной эксплуатации) и уровня 2 (предотвращение проектных аварий) ставится задача повышения надежности оборудования и систем нормальной эксплуатации в условиях улучшения эксплуатационных характеристик, повышения параметров и срока службы.

Учитывая, что улучшение эксплуатационных характеристик, повышение параметров и срока службы основного оборудования АЭС с ВВЭР достигается главным образом за счет эволюционной модернизации референтного оборудования, должен быть решен вопрос об исключении избыточных запасов с рассмотрением всех важных аспектов, определяющих надежность работы оборудования, таких как: ядерно-физические характеристики топлива, теплотехническая надежность активной зоны, механическая прочность, радиационные и физико-химические воздействия, периодичность профилактического обслуживания и капитальных ремонтов.

В настоящее время нормативными документами предписывается консервативный подход к обоснованию проекта, то есть для повышения экономической эффективности необходимо исключать избыточные запасы в рамках консервативного подхода, для чего прежде всего требуется проведение НИОКР.

Для предотвращения нарушений нормальной эксплуатации параметры работы оборудования должны поддерживаться в эксплуатационных пределах работой систем нормальной эксплуатации.

Вместе с тем, при применении надежного основного оборудования отклонение от установленных эксплуатационных пределов возможно в основном из-за отказов систем контроля и управления, и/или оборудования технологических систем нормальной эксплуатации, т.е. их надежность начинает играть существенную роль.

В этой связи принципы резервирования и разнообразия могут применяться в необходимом объеме и для этих систем, не относящихся к системам безопасности, для повышения их надежности. Тем более что на системы нормальной эксплуатации возлагается также функция предотвращения проектных аварий при отклонениях, превышающих эксплуатационные пределы.

Однако в условиях применения надежного основного оборудования РУ и АЭС целесообразно не возлагать на системы контроля и управления функцию удержания РУ и АЭС на промежуточных уровнях мощности при отказе отдельных единиц этого оборудования. Так, например, в существующих проектах ВВЭР при отказе одного или двух ГЦНА пропорционально снижается мощность РУ, что достигается работой этих систем, которые могут быть существенно упрощены, если эта функция будет снята. Это вполне реальная постановка задачи, т.к. уже в проектах РУ для АЭС 2006 поставлена задача достигнуть коэффициента готовности ГЦНА 0,99. В свое время было принято решение не удерживать РУ на частичном уровне мощности при отказе одного или двух парогенераторов в связи с увеличением их надежности, и в проектах РУ с ВВЭР-1000 были исключены задвижки на циркуляционных петлях.

Применение надежного оборудования второго контура также даст возможность упростить системы контроля и управления.

Упрощению систем контроля и управления способствуют также отрицательные обратные связи по процессам, протекающим в РУ при отклонениях параметров. За счет этих обратных связей обеспечивается внутренняя самозащищенность РУ - важное свойство в системе мер по обеспечению безопасности на всех уровнях защиты.

Для уровня 3 (предотвращение запроектных аварий системами безопасности) ставится задача исключения избыточности в системах безопасности при преодолении проектных аварий с сохранением базового принципа проектирования этих систем - принципа единичного отказа. Традиционно этот принцип реализовался при сочетании активных и пассивных систем безопасности, каждая из которых выполняла свою функцию. Вместе с тем, действующие нормативные документы (Н.Т.Д.) и требования эксплуатирующих организаций предписывают осуществлять расширенное проектирование, т.е. рассматривать запроектные аварии (ЗПА) с множественными отказами, которые могут являться следствиями отказов по общей причине. К числу таких аварий относятся аварии с отказами активных систем безопасности.

Средством защиты в таких авариях наряду с свойством внутренней самозащищенности являются пассивные системы, повышающие внутреннюю самозащищенность РУ. К ним предъявляются требования выполнять защитную функцию в течение до 72ч без вмешательства оперативного персонала и подачи электроэнергии.

Применение пассивных систем, дает возможность уменьшить количество независимых каналов в активных системах безопасности либо исключить их полностью.

Для формирования оптимальной по составу и эффективности структуры систем безопасности в настоящее время реализуются (проект РУ В-498 и РУ ВВЭР-1200А) оптимизационные подходы при применении принципов резервирования, независимости и разнообразия, а также при выборе проектных основ и характеристик систем безопасности:

- учет общего вклада пассивных и активных систем в выполнение требуемой функции безопасности при выборе характеристик и проектных основ СБ;

- учет вклада всех имеющихся средств управления авариями в обеспечение выполнения детерминистических и вероятностных критериев и показателей безопасности;

- учет фактора взаиморезервирования предусмотренных проектом для выполнения требуемой функции безопасности СБ, участвующих в преодолении исходного события, на основе требований по диверсификации;

- снижение консерватизма при определении необходимой степени резервирования СБ за счет отказа от постулирования в каждой системе всех типов отказов, учитываемых в анализах безопасности;

- оптимизация схемных решений, исключающая одновременные зависимые от исходного события отказы СБ, отвечающих за выполнение требуемой функции безопасности, на основе анализа конкретных исходных событий;

- оптимизация регламента вывода в ремонт оборудования СБ, исключающая одновременный отказ целого канала СБ (в т.ч. резервирование выводимого в ремонт дизель-генератора);

- оптимизация характеристик пассивных СБ за счет обеспечения проектом работоспособности активных СБ и их использования для преодоления ПА и управления ЗПА.

Вместе с тем, существуют системы безопасности, для которых обязательно использование принципа разнообразия - это управляющие системы безопасности, в которых применяется программное обеспечение для выработки сигналов на срабатывание защит, и системы управления реактивностью, к которым выдвигаются специальные требования Н.Т.Д.

В соответствии с требованиями EUR, МАГАТЭ и др. в управляющих системах безопасности с программируемыми техническими средствами принцип разнообразия должен применяться для защиты от отказа по общей причине. Применение программируемых технических средств АСУТП при этом даст возможность уменьшить количество датчиков КИП, устанавливаемых на оборудовании и уменьшить количество линий связи для передачи сигналов от этих датчиков по сравнению с вариантом применения принципа резервирования.

В отношении систем управления реактивностью - введение системы аварийного ввода бора (СБВБ) в проекты РУ с ВВЭР в качестве пассивной системы в соответствии с принципом разнообразия дает возможность в полной мере удовлетворить требованиям современных Н.Т.Д., повысив внутреннюю самозащищенность РУ. Это решение принято в проектах РУ В-392, В-466Б, В-448 и прорабатывается для реализации в проекте РУ В-488 для АЭС2006М.

Принцип разнообразия может применяться и к элементам защитных систем безопасности, если требуется снизить вероятность отказов по общей причине, например, из-за однотипности конструкции, поставляемой одним изготовителем.

В целом, можно резюмировать, что принцип разнообразия должен применяться в тех случаях, когда требуется защититься от отказа по общей причине. Применение принципа разнообразия не исключает применения принципа независимости, являясь, по существу, реализацией принципа резервирования с большей надежностью, для обеспечения соответствия систем безопасности базовому принципу их проектирования - принципу единичного отказа.

Для уровня 4 (управление запроектными авариями) также ставится задача исключить избыточность в применяемых системах и технических средствах управления ЗПА без применения к ним принципа единичного отказа, но с учетом требований, вытекающих из отказов по общим причинам, и в этом смысле концепция, сформулированная выше для третьего уровня, в значительной степени распространяется и на данный уровень.

Кроме того, для решения поставленной задачи перспективна проработка технических решений, предотвращающих развитие тяжелых запроектных аварий до выхода расплава за пределы корпуса реактора.

Учитывая, что в современных проектах ВВЭР (В-392, В-392М для АЭС2006, В_466Б для АЭС «Белене») применение пассивных систем безопасности и систем управления ЗПА снижают вероятность ЗПА с плавлением активной зоны и выходом расплава за пределы корпуса реактора до величины порядка 10^_6 на реактор в год, снижение вероятности повреждения корпуса реактора до величины порядка 10^_7 на реактор в год за счет внешнего охлаждения корпуса реактора и внутреннего охлаждения расплава подачей воды представляется вполне реальной задачей. Так, в настоящее время уже доказана возможность удержания расплава в реакторах большой мощности только за счет внешнего охлаждения [22], [23].

В случаях протекания ЗПА как без перехода, так и с переходом в тяжелую стадию в период времени после окончания работы пассивных систем функция отвода тепла возлагается на активные системы безопасности либо системы нормальной эксплуатации, работоспособность которых должна быть восстановлена, либо на дополнительно привлекаемые средства подачи воды. При этом должна быть обоснована надежность выполнения этой функции.

Подводя итоги проведенному в разделе анализу отмечаем, что оптимизационные подходы к применению принципов резервирования, независимости и разнообразия при проектировании комплексов систем, обеспечивающих глубокоэшелонированную защиту конкретного энергоблока, позволяют создать сбалансированные комплексы систем, выполняющих функции безопасности, не содержащие избыточных элементов, но вместе с тем обеспечивающие требуемую надежность при выполнении функций безопасности. При этом рассмотренные принципы предпочтительно применять в следующих случаях:

– принцип резервирования - для учета в проекте единичного и зависимого отказов;

– принцип независимости - для защиты от отказов по общей причине, и зависимых отказов;

– принцип разнообразия - для защиты от отказов по общей причине.

Требуемая надежность выполнения функций безопасности должна определяться из условий выполнения основных вероятностных критериев безопасности.

6. Постановка задач и выполнение программ НИОКР на современном этапе

Как уже отмечалось в предшествующих разделах доклада для снижения затрат на сооружение и эксплуатацию энергоблоков необходимо исключить избыточные запасы и упростить конструктивные и схемные решения по энергоблоку и применяемому оборудованию. Для решения этой задачи требуется проведение специальных НИОКР.

Если ранее в соответствии с требованиями нормативно-технической документации для обоснования проектов применялся консервативный подход и проводимые НИОКР были нацелены на обоснование консерватизма, то в настоящее время требуется проводить НИОКР, нацеленные на снятие избыточного консерватизма при выполнении требований Н.Т.Д. к обеспечению безопасности энергоблоков.

Для снятия избыточного консерватизма необходимо, прежде всего, идентифицировать все явления и процессы, влияющие на состояние физических барьеров для учета при обосновании надежности и безопасности работы как отдельного оборудования, так и РУ и АЭС в целом.

Далее необходимо изучить количественное влияние указанных факторов на показатели надежности и критерии безопасности, применяя как расчетные методы, так и результаты экспериментальных исследований и испытаний.

Учитывая, что наиболее затратными являются экспериментальные исследования и испытания, они должны быть тщательно подготовлены.

Программа НИОКР в необходимых случаях должна предусматривать выполнение экспериментальных исследований на установках различного масштаба, с тем чтобы иметь представительные данные для обоснованного учета влияния масштабного фактора на показатели надежности и критерии безопасности РУ и АЭС. При этом задачей исследований должно являться как обоснование самих критериев, так и обоснование их выполнения в проектах, имея ввиду, что экспериментальные данные необходимы как для обоснования конструктивных и схемных решений и процедур управления авариями, так и для верификации расчетных кодов в соответствии с матрицами верификации.

Разработанные ранее для ВВЭР матрицы верификации [24, 25] должны быть дополнены в связи с широким применением в проектах пассивных систем безопасности и систем управления запроектными авариями. В матрицах верификации должны быть предусмотрены как исследования отдельных явлений и процессов, так и интегральные эксперименты с проведением комплексных исследований. Планирование экспериментов должно поддерживаться расчетными исследованиями с применением различных расчетных кодов.

При разработке и реализации программ НИОКР отдельные работы должны быть детализированы до уровня привязки к конкретным требованиям нормативно-технической документации, требованиям эксплуатирующих организаций и к решению конкретных проблемных вопросов, обсуждаемых на научно-технических конференциях и в публикациях со ссылкой на них.

При выполнении НИОКР должна проводиться последовательная научно- техническая политика по идентификации НИОКР с доведением каждой работы, по которой имеется техническое задание и программа исследований до конкретного результата.

В настоящее время выполняется программа НИОКР в обоснование проектов РУ В_392М и В-341 для АЭС 2006, составленная в основном с учетом изложенных выше принципов. В программе выделены следующие направления работ:

Е1.Комплекс работ по снятию консерватизма проектных решений в части требований к внешним системам со стороны РУ (с учетом повышения мощности и параметров РУ);

Е2.Комплекс работ по увеличению выгорания топлива;

Е3.Комплекс работ по обоснованию повышения мощности, к.п.д. и КИУМ;

Е4.Комплекс работ по повышению надежности оборудования и увеличению его ресурса, включая комплекс материаловедческих работ;

Е5.Комплекс работ по обеспечению маневренных режимов;

Е6.Комплекс работ по обоснованию отклонений от нормативно-технической документации;

Е7.Комплекс работ по оптимизации систем контроля и управления;

Е8.Комплекс работ по радиационной и ядерной безопасности.

По части работ, вошедших в перечисленные комплексы, разработаны обосновывающие материалы, часть работ выполняется в ограниченном объеме, отдельные работы завершены и их результаты учтены при разработке предварительного отчета обоснования безопасности. Вместе с тем, работы продолжаются, и программа работ должна быть расширена с учетом задач обоснования проекта РУ В-488 для АЭС2006М, нацеленного на реализацию в большой серии энергоблоков.

Эту программу целесообразно ориентировать в основном на обоснование проекта РУ В-488 для АЭС2006М, включив в нее незавершенные работы из перечисленных выше комплексов НИОКР и другие работы, актуальность которых была выявлена в настоящее время или ранее.

Должно быть продолжено выполнение следующих работ:

Е.1.2.2.Создание банка данных на основе экспериментов ВК-50 для верификации сопряженных кодов (для совместного решения трехмерных задач теплогидравлики и нейтронной кинетики);

Е.1.4.4.Создание теплофизического стенда для моделирования неодномерных процессов в сборной камере реактора и в верхней части активной зоны и проведение исследований;

Е.1.4.5.Исследование блокировки сечения активной зоны за счет кристаллизации бора в условиях охлаждения активной зоны в режиме длительного кипения при разрыве ГЦТ;

Е.2.2.1.Исследование работоспособности ТВС в условиях локального кипения. Обоснование кратковременной работы ТВС в закризисной области;

Е.2.2.2.2.Комплекс работ по повышению точности расчетов новых типов топлива в реакторах ВВЭР с помощью программного комплекса САПФИР 95&RC;

Е.4.2.3.Разработка компьютерного кода для расчета на циклическую прочность, включая обработку массивов напряжений, получаемых по программам на базе МКЭ в трехмерной постановке;

Е.4.2.4.Разработка методики эксплуатационного контроля ВКУ и экспериментальные исследования динамического поведения ВКУ;

Е.6.1.1.1.Разработка предложений для усовершенствования требований и рекомендаций нормативных документов при оценке прочности в связи с применением в расчетной практике программных комплексов на базе МКЭ;

Е.6.1.2.3.Исследование областей существования различных видов гидроударов в оборудовании для их исключения при работе РУ в различных режимах;

Е.6.1.2.5.Экспериментальные исследования для верификации программы расчета силовых воздействий теплоносителя на оборудование при разрыве трубопроводов;

Е.6.1.3.2.Экспериментальные исследования на натурных гибах с трещинами для подтверждения методик расчета ТПР;

Е.6.2.1.Разработка методологии по определению объемов и периодов эксплуатационного контроля металла оборудования и трубопроводов и оптимизация методов периодичности и объема эксплуатационного неразрушающего контроля корпусов ВВЭР для АЭС 2006;

Е.6.2.4.Корректировка баз данных по отказам элементов РУ на действующих ВВЭР-1000 для анализов надежности и готовности;

Е.7.Комплекс работ по оптимизации систем контроля и управления.

Анализ современных требований эксплуатирующих организаций и публикаций (EUR и др.), а также анализ результатов незавершенных НИОКР показал, что должны выполняться также следующие НИОКР:

– экспериментальные исследования в обоснование эффективного функционирования систем безопасности и систем управления запроектными авариями, таких как СПОТ, ГЕ-2, СБВБ;

– экспериментальные и расчетные исследования для выявления запасов, передаваемых эксплуатирующим организациям;

– расчетно-экспериментальные исследования комплексных последовательностей, включая аварии с движением «пробок чистого конденсата» в первом контуре;

– экспериментальные исследования уноса в «течь» паром воды, подаваемой от САОЗ в аварии разрыва ГЦТ (проблема «байпаса»);

– расчетно-экспериментальное определение условий удержания расплава активной зоны в корпусе реактора при тяжелых ЗПА за счет внешнего и внутреннего охлаждения;

– создание базы данных для внедрения методов оценки неопределенности в практику обоснования проектов РУ и АЭС;

– обоснование симптомно-ориентированных инструкций и руководств по управлению авариями.

Поэтапное лицензирование при сооружении и вводе АЭС в эксплуатацию, а также возможность модернизации проектов и объектов при массовом строительстве АЭС, дает принципиальную возможность планировать и выполнять эти НИОКР с ориентацией на внедрение результатов как в России, так и за рубежом (АЭС «Белене» и др.).

реактор электростанция мощность глубокоэшелонированный

7. Аспекты культуры безопасности на современном этапе

Реализация программы развития атомной энергетики после длительного застоя, связанного с перестройкой в стране, остро ставит вопрос подготовки кадров и сохранения и передачи ядерных знаний от уходящих поколений молодым сотрудникам. Вместе с тем, внедряется методология ХХI века при обосновании проектов и осуществляется переход к рыночной экономике в отрасли.

В этих условиях повышается роль культуры безопасности и следующих ее аспектов, на которые сочли целесообразным обратить внимание в данном докладе:

1 Должна проводиться эффективная политика, направленная на исключение тенденции снижения компетентности специалистов отрасли, и в этой связи должны широко внедряться мероприятия, рекомендуемые МАГАТЭ [26].

С нашей точки зрения важными факторами этой политики являются:

– передача ядерных знаний от специалистов старшего поколения молодым сотрудникам;

– передача знаний от специалистов, которые в силу занимаемой должности имеют возможность накапливать отечественный и зарубежный опыт, другим сотрудникам;

– выдвижение на руководящие должности компетентных специалистов с качествами личности, способствующими созданию на предприятии культуры передачи знаний.

В этой связи практика составления отчетов, обобщающих полученные опыт и знания, не должна отменяться, а должна совершенствоваться, а полученные знания не должны восприниматься как средства достижения личной выгоды, а служить средством распространения и передачи знаний и способствовать созданию культуры доверия, взаимодействия и сотрудничества в процессе работы, накоплению корпоративной памяти и повышению корпоративной культуры предприятия.

2 При использовании современных методов обоснования проектов с применением сложных математических моделей, статистических данных и методов их обработки не должны вуалироваться физический смысл и техническая суть дела обилием получаемой информации, использованием специальной терминологии и т.п. Необходимо исключать возможность делать выводы, заменяя определяющие факторы факторами, которые легче учитывать и получать желаемый результат. Виртуальная реальность не должна оказывать определяющего влияния на формирование реальной действительности. Наряду с этими методами для обоснования проектов необходимо использовать апробированные инженерные методы.

3 Соображения конъюнктуры, амбиции, техническая демагогия при обсуждении сложных вопросов, сознательный самообман не должны играть определяющую роль при принятии решений по проведению НИОКР. В этой связи должна быть повышена роль научно-технических советов при выработке объективной технической политики при идентификации НИОКР.

4 Обеспечение безопасности должно оставаться приоритетной целью деятельности сотрудников отрасли на всех этапах создания и эксплуатации объектов и при принятии решений о приоритетах выполнения работ.

5 В системах обеспечения качества создания и эксплуатации энергоблоков внедрить стимулирование исполнителей (разработчиков проектов, изготовителей оборудования, оперативного и обслуживающего персонала АЭС) выявлять ошибки на всех стадиях создания и эксплуатации энергоблоков для исключения неблагоприятных последствий этих ошибок, как дальнейшее развитие инициативы «человеческий фактор» [27].

6 При разработке свода новых нормативных документов, ориентированных не только на обеспечение безопасности АЭС, но и на повышение экономической эффективности их сооружения и эксплуатации, не забывать об имевших место в прошлом тяжелых авариях, имея в виду, что в этих вопросах не должно быть излишнего оптимизма.

В основу разработки нормативных документов положить реализацию концепции защиты в глубину на всех этапах создания и жизненного цикла энергоблоков со степенью детализации требований не меньшей, чем в существующих нормативных документах. Требования не должны допускать двойного толкования и должны учитывать мировой опыт.

Уделить определенное внимание ответственности должностных лиц и предприятий, участвующих в создании и эксплуатации энергоблоков и мерам по преодолению негативных явлений, отмеченных в статье А.М.Букринского «Атомный надзор, который нам нужен» [28].

Восстановить статус Главного конструктора РУ, Генерального проектировщика АЭС и Научного руководителя разработки проектов РУ и АЭС.

Заключение

В докладе показано, как на практике при разработке проектов реализуется концепция развития реакторных установок с ВВЭР, ориентированных не только на обеспечение безопасности энергоблоков, но и на повышение их экономической эффективности.

Даны предложения по реализации ряда важных технических и организационных мер обеспечения безопасности на современном этапе развития атомной энергетики.

К таким мероприятиям отнесены:

– реализация концепции защиты в глубину;

– проведение обосновывающих НИОКР;

– повышение культуры безопасности.

Список литературы

1. Ю.Г. Драгунов и др. «ОКБ “Гидропресс”, 60 лет», Москва, ИздАТ, 2006.

2. Ю. Козловский «Особое КБ», Подольск, “Информация”, 2006.

3. В.А.Сидоренко «Об атомной энергетике, атомных станциях, учителях, коллегах и о себе», М., ИздАТ, 2003.

4. В.П. Денисов, Ю.Г. Драгунов «Реакторные установки ВВЭР для атомных электростанций», М., ИздАТ, 2002.

5. WWER-1000/V-392 (Atomnergoproject/Gidropress, Russian Federation), IAEA-TECDOC-1391, May 2004.

6. Подшибякин А.К., Никитенко М.П. Беркович В.М. «Проектирование систем управления запроектными авариями на ЯППУ с ВВЭР», Статья в сборнике трудов третьей научно-технической конференции «Обеспечение безопасности ААЭС с ВВЭР», г. Подольск, 26-30 мая 2003 г.

7. WWER-1500/V-448 reactor plant (Gidropress, Russian Federation) IAEA-TECDOC-1391, May 2004.

8. Плющ А.О., Никитенко М.П., Алаев А.Ю. Разработка технического проекта ВВЭР-1500 для базового проекта АЭС // Годовой отчет об основных научно-технических работах ФГУП ОКБ «Гидропресс» за 2004г. Подольск: ОКБ «Гидропресс», 2008. С.37-39.

9. Д.Н. Ермаков, А.Н. Репин, А.М. Рогов, Д.А. Ануфриев «Разработка проекта РУ с реактором ВВЭР-1000 для АЭС “Белене” в Болгарии», Статья в сборнике «Годовой отчет об основных научно-технических работах ОКБ “Гидропресс” за 2007 год», Подольск, 2008 г.

10. Д.Н. Ермаков, А.К. Подшибякин, О.В. Титов, А.М. Рогов «Разработка проекта РУ В-466Б для АЭС Белене в Болгарии», Статья в сборнике «Годовой отчет об основных научно-технических работах ОКБ “Гидропресс” за 2008 год», Подольск, 2009г.

11. Рыжов С.Б., Мохов В.А., Щекин И.Г. Реакторная установка для головных блоков АЭС-2006 // Международная выставка по энергетике POWER-GEN India & Central Asia, Нью Дели, Индия, 3 - 5 апреля 2008 г.

12. Развитие технологии ВВЭР в рамках Федеральной Целевой Программы «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007 - 2010 годы и на перспективу до 2015 года» / С.Б. Рыжов, В.А. Мохов, И.Г. Щекин, А.Н. Чуркин // 6_ая Международная научно-техническая конференция «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики». Тезисы докладов. М., Росэнергоатом, 2008. С.18-19.

13. Review of design approaches of advanced pressurized LWRs. IAEA-TECDOC-861. IAEA, 1996.

14. Status of advanced light water reactor designs. IAEA-TECDOC-1391. IAEA, 2004.

15. Водоохлаждаемые реакторы со сверхкритическими параметрами - перспективные реакторы 4-го поколения / Ю.Г. Драгунов, С.Б. Рыжов, М.П. Никитенко и др. // Научная сессия МИФИ-2007. Сб. научн. трудов. М. 2007. Т.8. С.34-35.

16. Кириллов П.Л. Водоохлаждаемые реакторы на воде сверхкритических параметров (предложения по программе и путям развития работ) // Отраслевой научно-технический семинар "Реакторы на сверхкритических параметрах воды". Сборник трудов - Обнинск: ФЭИ. - 2007.- С. 4 - 15.

17. Глебов А.П., Клушин А.В. Реактор с быстро-резонансным спектром нейтронов, охлаждаемый водой сверхкритического давления при двухходовой схеме движения теплоносителя, Атомная энергия, т.100, вып. 5, 2006, стр. 349-355.

18. Никитенко М.П. Корпусные реакторы со сверхкритическими параметрами пара. Конструкторские и схемно-режимные проработки РУ 4-го поколения ВВЭР-СКД // Материалы международного семинара «Вода и пар сверхкритических параметров в атомной энергетике: проблемы и решения», 22-23 сентября 2008, ФГУП НИКИЭТ. - М. - 2008. - С.3-4

19. Проблемные вопросы по активной зоне корпусного реактора ВВЭР-СКД / В.М. Махин, В.А. Мохов, И.Н. Васильченко, М.П. Никитенко, С.Н. Кобелев, А.В.Лапин, А.Е.Четвериков, А.Н.Чуркин // Материалы международного семинара «Вода и пар сверхкритических параметров в атомной энергетике: проблемы и решения», 22-23 сентября 2008, ФГУП НИКИЭТ. - М. - 2008. - С.16-18.

20. Чуркин А.Н. Мохов В.А., Махин В.М. Общее описание систем безопасности и систем нормальной эксплуатации проекта ВВЭР СКД // Отраслевой научно-технический семинар "Реакторы на сверхкритических параметрах воды". Сборник трудов. Обнинск: ФЭИ, 2007. С.91-108.

21. Computer code TEMPA-SC: simulation of thermal-hydraulic processes in the core of VVER-SCP reactor / A.N.Churkin, P.V.Yagov, V.A.Mokhov, I.G.Shchekin // 4th International Symposium on Supercritical Water-Cooled Reactors, March 8-11, 2009, Heidelberg, Germany, Paper No. 02.

22. АР-1000 (Westinghouse, USA). IAEA-TECDOC-1391, May 2004 g.

23. APR-1400 (Korea Hydro and Nuclear Power Company, Republic of Korea), IAEA-TECDOC-1391, May 2004.

24. Validation Matrix for the Assesment of Thermal-Hydravlic Codes for WWER LOCA and Transients, OECD, NEA/CSNI/R (2001) 4, JT00108841, 2001.

25. Матрицы верификации системно-теплогидравлических кодов улучшенной оценки применительно к ВВЭР. Отчет ОЦРК, 2001.

26. Knowledge Management for Nuclear Industry Operation Organizations, IAEA-TECDOC-1510, October 2006.

27. Буховцев А. «Внедрение этического кодекса - закономерный этап развития», Атомпресса, №2(830),2009 г.

28. БукринскийА.М. «Атомный надзор который нам нужен». Статья в журнале «Ядерная и радиационнная безопасность», №3(49), НТЦ ЯРБ, 2008 г.

Размещено на Allbest.ru

...