О новых проектах реакторных установок ввэр на современном этапе развития атомной энергетики
| Вид материала | Документы |
- Тепловыделяющие элементы ввэр-1000, изготовляемые на ОАО «мсз», 81.15kb.
- Географические аспекты развития атомной энергетики в беларуси лопух П. С., Озем, 506.26kb.
- «Из истории развития атомной и водородной энергетики» Учитель физики моу «Каширская, 50.03kb.
- Влияние атомной энергетики на жизнедеятельность человека и окружающую среду, 104.1kb.
- Интеграционные процессы развития высшей школы на современном этапе, 89.15kb.
- Проблемы ядерной энергетики (Ядерная энергетика и вопросы безопасности; проблемы развития, 43kb.
- 136. Путин В. В. Развитие атомной энергетики и атомного энергетического комплекса, 917.92kb.
- Рабочая программа учебной дисциплины "парогазовые установки и перспективы развития, 115.93kb.
- Проблемы развития атомной энергетики по курсу «Социально-экономическая география зарубежных, 381.83kb.
- Нетрадиционные возобновимые источники энергии, 518.16kb.
3 Проекты реакторных установок средней мощности
К проектам РУ средней мощности относятся проекты РУ мощностного ряда 400 600 МВт 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.
3.1 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 3.1.
Реактор, компенсатор давления и часть оборудования обращения с топливом применены из проекта серийной реакторной установки ВВЭР-1000 (В-320).
Активная зона реактора В-407 состоит из 163 тепловыделяющих сборок (ТВС), аналогичных по конструкции усовершенствованной кассете для ВВЭР-1000.
Таблица 3.1
Перечень параметров, характеристик и целевых показателей проекта В-407
| № | Параметр | Значение |
| 1 | Установленная номинальная мощность энергоблока, МВт (э) | 645 |
| 2 | Номинальная тепловая мощность РУ, МВт | 1800 |
| 3 | Номинальная тепловая мощность реактора, МВт | - |
| 4 | Давление теплоносителя первого контура, МПа | 15,7 |
| 5 | Давление пара в парогенераторах, МПа | 7,06 |
| 6 | Температура теплоносителя на входе в реактор при работе на номинальной мощности, ºС | 294,3 |
| 7 | Температура теплоносителя на выходе из реактора в циркуляционные петли при работе на номинальной мощности, ºС | 322,7 |
| 8 | Срок службы АЭС, лет | 60 |
| 9 | Срок службы основного оборудования РУ, лет | 60 |
| 10 | Срок службы заменяемого оборудования РУ, лет, не менее | 30 |
| 11 | Время сооружения АЭС от начала строительства до сдачи в коммерческую эксплуатацию, лет | 5 |
| 12 | Коэффициент использования установленной мощности, % | 90 |
| 13 | Коэффициент технического использования мощности, % | 92 |
| 14 | Коэффициент готовности оборудования РУ | 0,95 |
| 15 | Коэффициент полезного действия, нетто, % | 33,3 |
| 16 | Продолжительность топливного цикла, лет | 6 |
| 17 | Периодичность перегрузок, месяцев | 12 |
| 18 | Максимальное выгорание по ТВС, МВт сут./кгU | 45, 60 |
| 19 | Продолжительность периода между ремонтами, лет | 8 |
| 20 | Среднегодовая продолжительность плановых остановок (на перегрузку топлива, регламентные работы по обслуживанию), не более, суток за год | 20,4 |
| 21 | Продолжительность перегрузки топлива, не более, суток за год | 14 |
| 22 | Количество неплановых остановок реактора за год, не более | 1,0 |
| 23 | Коллективная доза радиоактивного облучения персонала, не более, ч Зв/год | 0,5 |
| 24 | Запасы по параметрам активной зоны (по линейному тепловому потоку / по запасу до кризиса теплоотдачи) для оперативного персонала | - |
| 25 | Запас по глушению трубок в парогенераторе, % | 2 |
| 26 | Вероятность тяжелого повреждения активной зоны (на один реактор в год), менее | 10-6 |
| 27 | Вероятность предельного аварийного выброса (на один реактор в год), менее | 10-7 |
| 28 | Время эффективного действия пассивных систем безопасности и управления авариями без вмешательства оператора и потребности в электроэнергии, час | 24, 72 |
| 29 | Проектное и максимально расчетное землетрясение (ПЗ и МРЗ) | 7 и 8 |
| 30 | Ускорение на уровне земли, соответствующие ПЗ и МРЗ | - |
| 31 | Диаметры трубопроводов первого контура, для которых применима концепция течь перед разрывом (ТПР), мм | 760x70 |
| 32 | Необходимость создания головного энергоблока для обоснования, да/нет | Да |
| 33 | Соответствие требованиям EUR, да/нет | * |
| * – требуется анализ соответствия | ||
Для проекта В-407 применен ГЦНА новой разработки. При создании ГЦНА учитывался многолетний опыт по созданию и эксплуатации ГЦНА на АЭС с ВВЭР, а также результаты научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ с длительной проверкой ресурса работы основных узлов. Применение новой конструкции ГЦНА позволило снизить весовые и габаритные размеры, а так же исключить гидрозатворы на петлях первого контура, что, в свою очередь, позволило обеспечить оптимальные размеры аварийного бассейна и, соответственно, баков САОЗ.
Парогенератор представляет собой однокорпусной теплообменный аппарат горизонтального типа. Все конструкционные материалы, применяемые для изготовления парогенераторов, прошли опыт эксплуатации на АЭС с ВВЭР-1000 и ВВЭР-440. В отличие от ВВЭР-1000 на парогенераторе ПГВ-640 коллектор теплоносителя первого контура выполнен из нержавеющей стали, как в реакторах ВВЭР-440.
Компоновка реакторного отделения представляет собой здание цилиндрической формы с полусферическим куполом. Оно имеет двойную оболочку – внутреннюю герметичную из металла диаметром 41 м и наружную защитную из бетона внутренним диаметром 44,6 м.
В герметичной зоне размещается основное оборудование РУ. В подреакторном пространстве бетонной шахты размещаются биологическая защита и каналы для подвода и отвода охлаждающей среды для охлаждения корпуса реактора. Бетонная шахта играет роль приямка герметичной зоны, поэтому проблемы, связанные с потерей и поступлением воды в нижние помещения исключены (рис. 7).
Рис.7. Работа пассивных систем безопасности в авариях с потерей теплоносителя первого контура (начальная стадия)
Основные характеристики систем безопасности представлены в таблице 3.2.
Более детальное описание проекта приведено в [, , ].
На настоящий момент готовность проекта РУ В-407 оценивается как 75% объема технического проекта. На проект АЭС получена Лицензия ГАН РФ в 1998 г. на сооружение блока АЭС на площадке Ленинградской АЭС при условии выполнения программы НИОКР. Однако, сооружение АЭС не было начато в связи с ориентацией промышленности на сооружение АЭС большой мощности.
Таблица 3.2
Структура систем безопасности РУ с ВВЭР-640 (В-407) и ВВЭР-600 (В-498)
Основные технические решения | ||
| | Проект РУ В-407 | Проект РУ В-498 |
| Активная часть САОЗ * | Активная двухканальная система с резервированием 2х100% | Раздельные двухканальные системы высокого и низкого давления с резервированием 2х100% каждая |
| Пассивная часть САОЗ | Пассивная четырехканальная система с резервированием 4х50% | Пассивная четырехканальная система с резервированием 4×33% |
| Система аварийного ввода борной кислоты * | Активная двухканальная система с резервированием 2х100% | Активная двухканальная система с резервированием 2х100% (резервирование внутри канала 2х50%) |
| Система аварийной питательной воды | Отсутствует | Двухканальная система с резервированием 2х100% |
| Система пассивного залива активной зоны | Пассивная четырехканальная система гидростатических баков САОЗ с резервированием 4х50% | Пассивная четырехканальная система гидроемкостей (ГЕ-2) с резервированием 4х33% |
| Система пассивного отвода тепла | Пассивная четырехканальная система с охлаждаемыми водой теплообменниками. Резервирование: 4х50% | Пассивная двухканальная система с охлаждаемыми водой теплообменниками. Резервирование: 2х100% |
| Система разгерметизации первого контура | Двухканальная система с резервированием 2х100% | Отсутствует |
| Общестанционная (или блочная) система аварийного электропитания | Отсутствует | Общестанционная (или блочная) система аварийного электроснабжения – резервирует канал системы аварийного электроснабжения при выводе последнего в ремонт, а также выполняет функцию общестанционного дизель-генератора |
| * – одна и та же система выполняет функцию безопасности САОЗ и системы аварийного ввода бора | ||
3.2 Перспективы и направления дальнейшего развития РУ средней мощности. Проект РУ В-498
Проект разрабатывается с целью создания в ряду мощностей энергоблоков с ВВЭР энергоблока мощностью 600 МВт электрических на базе основного оборудования и технологических решений АЭС-2006 с учетом принятой концепции безопасности.
Рассматриваются варианты реакторов с активными зонами из 109, 121 и 163 ТВС.
Основные положения концепции энергоблока с ВВЭР-600:
- применение имеющегося оборудования проектов В-392М и В-491;
- двухпетлевая схема РУ;
- реактор с двумя входными и двумя выходными патрубками;
- реализация оптимального применения принципов резервирования, независимости и разнообразия для формирования оптимальной по составу и эффективности структуры систем безопасности;
- реализация концепции удержания расплава активной зоны при тяжелых авариях внутри корпуса реактора за счет внутреннего и внешнего охлаждения.
Приведенная в таблице 3.2 структура систем безопасности обеспечивает:
- исключение зависимых от исходного события одновременных отказов каналов пассивных и активных систем безопасности;
- исключение зависимых от исходного события одновременных отказов систем аварийного впрыска низкого и высокого давления;
- возможность вывода в ремонт одного канала активных систем безопасности без снижения мощности на 72 часа;
- оптимизацию количества и характеристик систем безопасности.
Основные параметры проекта В-498, проектные характеристики и целевые показатели приведены в таблице 3.3.
Для исключения зависимых от исходного события одновременных отказов каналов пассивных систем с системой аварийного впрыска низкого давления, а также одновременных отказов систем аварийного впрыска низкого и высокого давления реализована раздельная схема подключения к первому контуру. Данная схема подключения системы аварийного впрыска высокого давления позволяет оператору отключить подачу теплоносителя в аварийную петлю и обеспечить подачу в неаварийную, обеспечив тем самым возможность управления аварией и перевод РУ в безопасное состояние с использованием активных систем безопасности.
Учет работы общестанционной (или блочной) системы аварийного электроснабжения позволяет смягчить преодоление проектных аварий и, возможно, снизить требования к пассивным системам безопасности, поскольку исключает, с учетом принятых схемных решений, постулирование в анализах безопасности полной потери активных систем безопасности в результате единичного отказа одного ДГ и вывода в ремонт другого. При выводе в ремонт одного из каналов системы аварийного электроснабжения потребители электроэнергии этого канала (все или часть из них) могут быть подключены к общестанционной (или блочной) системе аварийного электроснабжения на время вывода в ремонт. В частности, имеется возможность снизить требования к производительности СПОТ и СПЗАЗ. Мощность общестанционной (или блочной) системы аварийного электроснабжения выбирается оптимальной с точки зрения экономических затрат.
На данный момент проект ВВЭР-600 находится на стадии технического предложения.
Реализация проекта ВВЭР-600 потребует проведение определенного объема НИОКР, в частности, по следующим направлениям:
- 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.
Таблица 3.3
Перечень параметров, характеристик и целевых показателей проекта В-498
| № | Наименование параметра | Значение 1) |
| 1 | Установленная номинальная мощность энергоблока, МВт (электрических) | 600 2) |
| 2 | Номинальная тепловая мощность РУ, МВт | * |
| 3 | Номинальная тепловая мощность реактора, МВт | 1600 |
| 4 | Давление теплоносителя первого контура, МПа | 15,7-16,2 4) |
| 5 | Давление пара в парогенераторах, МПа | 7,0 |
| 6 | Температура теплоносителя на входе в реактор при работе на номинальной мощности, ºС | 299,0 4) |
| 7 | Температура теплоносителя на выходе из реактора в циркуляционные петли при работе на номинальной мощности, ºС | 325,8 4) |
| 8 | Назначенный срок службы АЭС, лет | 60 |
| 9 | Срок службы основного оборудования РУ, лет | 60 |
| 10 | Срок службы заменяемого оборудования РУ, лет | 30 |
| 11 | Время сооружения АЭС от начала строительства до сдачи в коммерческую эксплуатацию, лет | * |
| 12 | Коэффициент использования установленной мощности, % | До 90 3) |
| 13 | Коэффициент технического использования мощности, % | До 92 |
| 14 | Коэффициент готовности оборудования РУ, %, более | 99 |
| 15 | Коэффициент полезного действия, нетто, % | 35 |
| 16 | Топливный цикл, лет | 4 - 10 |
| 17 | Периодичность перегрузок, месяцев | 12 - 24 |
| 18 | Максимальное выгорание по ТВС, МВт·сутки/кгU | До 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 | 16 |
| 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, % | 2 |
| 26 | Частота тяжелого повреждения активной зоны, 1/год, менее | 10-6 |
| 27 | Частота предельного аварийного выброса, 1/год, менее | 10-7 |
| 28 | Время эффективного действия пассивных систем безопасности и управления авариями без вмешательства оператора и потребности в электроэнергии, час | 24 - 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 | 351x36 426x40 990x70 |
| 32 | Необходимость создания головного энергоблока для обоснования, да/нет | Да |
| 33 | Соответствие требованиям EUR, да/нет | ** |
| 1 – для варианта со 163 ТВС. 2 – При условии отсутствия отпуска тепла. 3 – При работе энергоблока в базовом режиме при перегрузке топлива один раз в 1,5 года. 4 – Приведенные характеристики уточняются после проведения соответствующих расчетов и проработок; * – значение параметра определяется в процессе дальнейшего проектирования; ** – в проекте предполагается учет основных требований EUR. Параметры РУ при работе в режимах маневрирования мощности могут изменяться в пределах от 5,1 до 7,0 МПа для второго контура. Указанный диапазон уточняется в проекте. | ||