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.
О НОВЫХ ПРОЕКТАХ РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК ВВЭР НА СОВРЕМЕННОМ ЭТАПЕ РАЗВИТИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ
С.Б.Рыжов, В.А.Мохов, А.К.Подшибякин, И.Г.Щекин, А.Н.Чуркин, В.И.Крыжановский, А.Е.Четвериков, С.В.Шмелев, О.В.Титов, Д.А.Ануфриев.
ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия
1 Введение
В настоящее время осознана тенденция сокращения запасов органического топлива на планете при возрастающей потребности в энергии и сформулированы аргументы в пользу дальнейшего развития атомной энергетики.
К таким аргументам, прежде всего, относится социальная приемлемость использования атомной энергии, то есть использование атомной энергии может и должно быть безопасным, экономически эффективным и исключать экологические угрозы. В настоящее время в России и за рубежом в эксплуатации находятся 52 АЭС с ядерными реакторными установками (РУ) с водоохлаждаемыми реакторами типа ВВЭР и среди них 28 РУ с реактором ВВЭР-1000 и 24 РУ с реактором ВВЭР-440.
Более 1290 реакторолет эксплуатации продемонстрировали высокий уровень безопасности АЭС с ВВЭР при экономических характеристиках, соответствующих требованиям эксплуатирующих организаций. Роль ОКБ «ГИДРОПРЕСС» в прошедшей период становления и развития атомной энергетики освещена во многих публикациях, к которым относятся и последние [, ]. Вместе с тем постоянно действующая тенденция повышения безопасности и экономичности АЭС, базирующаяся на требованиях нормативных документов, требованиях эксплуатирующих организаций и опыте эксплуатации, проявляется в настоящее время при разработке новых проектов и строительстве АЭС.
При этом особенностью современного этапа развития атомной энергетики является повышение требований к экономическим характеристикам при обеспечении безопасности не ниже требований действующих нормативных документов.
Должна быть также обеспечена конкурентоспособность АЭС в сравнении с электростанциями на органическом топливе по затратам на сооружение и эксплуатацию с учетом современных тенденций в ценообразовании.
Такова первоочередная задача, на решение которой нацелена разработка новых проектов АЭС и сооружение объектов в соответствии с Федеральной целевой программой «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007-2010 годы и на перспективу до 2015 года».
Вместе с тем поставлена задача уже на данном этапе начать разработку новых проектов для обеспечения перехода к инновационным технологиям развития атомной энергетики на последующем этапе, с принципиальной ориентацией на замкнутый топливный цикл.
В результате перехода к инновационным технологиям развития атомной энергетики экономическая эффективность использования атомной энергии должна существенно возрасти, что должно найти отражение как в требованиях нормативных документов, так и в требованиях эксплуатирующих организаций. При этом затраты на технические средства обеспечения безопасности должны быть сокращены за счет повышения свойств внутренней самозащищености РУ, то есть должно быть развито свойство обеспечивать безопасность на основе естественных обратных связей, процессов и характеристик.
Должна также учитываться потребность заказчиков в реализации АЭС мощностного ряда 1500-1200 МВт, 1000 МВт, 600 МВт, 300-100 МВт с учетом расширения экспорта ядерных технологий, включая строительство АЭС с ВВЭР за рубежом. При этом строительство АЭС с ВВЭР за рубежом должно быть ориентировано на использование модификаций базовых проектов АЭС с ВВЭР, разработанных для России. В основу модификаций должна быть положена максимально возможная унификация конструктивных и схемных решений с учетом специфических требований заказчиков.
Охарактеризованные выше задачи решаются в ОКБ «ГИДРОПРЕСС» в настоящее время применительно к новым проектам РУ с ВВЭР.
В разных стадиях разработки находятся следующие новые проекты РУ:
- проект РУ В-392 с ВВЭР 1000 МВт, электрической мощности;
- проект РУ В-448 с ВВЭР 1500 - 1600 МВт, электрической мощности;
- проект РУ В-466Б с ВВЭР 1000 МВт, электрической мощности;
- проект РУ В-392 М с ВВЭР 1200 МВт, электрической мощности;
- проект РУ В-491 с ВВЭР 1200 МВт, электрической мощности;
- проект РУ В-488 с ВВЭР 1300 МВт, электрической мощности;
- проект РУ В-498 с ВВЭР 600 МВт, электрической мощности;
- проект РУ В-407 с ВВЭР 640 МВт, электрической мощности;
- проект РУ В-478 с ВВЭР 300 МВт, электрической мощности.
Концепции проектов, стадии разработки и достигнутые результаты рассматриваются в докладе.
Начата также разработка проекта РУ ВВЭР на сверхкритических параметрах (ВВЭР СКД), относящегося к инновационным проектам IV поколения, в то время как проекты большой мощности, разрабатываемые в настоящее время, относятся к поколению III+
Состояние дел с разработкой проекта ВВЭР СКД также рассматривается в докладе.
В докладе рассматриваются и некоторые аспекты разработки и реализации проектов, исходя из современной постановки задач. К таким аспектам отнесены:
- особенности реализации концепции глубокоэшелонированной защиты на современном этапе;
- постановка задач и выполнение программ НИОКР на современном этапе;
- аспекты культуры безопасности на современном этапе.
2 Проекты РУ большой мощности
К проектам РУ большой мощности относятся проекты РУ мощностного ряда 700 1600 МВт электрической мощности АЭС.
Главное отличие в концепциях проектов состоит в различных соотношениях применения пассивных и активных систем безопасности и систем управления запроектными авариями (ЗПА) и способах их технической реализации. Причем применение новых пассивных систем, не имеющих референтных образцов на действующих энергоблоках, означает внесение в проекты элементов инновационности. Инновации не распространяются на основное оборудование РУ, для которого имеются референтное оборудование проекта РУ В-320 и проекта В-428 основное оборудование которого полностью соответствует проекту В-392.
Усовершенствования в оборудовании относятся к эволюционным изменениям референтного оборудования.
2.1 Проекты РУ В-392 (В-412) и В-428
Базовым проектом для указанного мощностного ряда является проект РУ В-392.
Концептуально проект РУ В-392 ориентирован на почти полное дублирование пассивными системами функций безопасности, выполняемых активными системами. Проект разрабатывался в основном с акцентом на повышение безопасности, как реакция на требования новых редакций нормативных документов, в которые были внесены требования по преодолению ЗПА в связи с авариями на АЭС TMI-2 и Чернобыль-4.
Проект РУ В-392 хорошо известен, по нему имеется много публикаций. К их числу относятся [ – ] и многие другие. Данные по основным параметрам, проектным характеристикам и целевым показателям для проекта РУ В-392 и проекту РУ В-428 и АЭС, в состав которых входят эти РУ, приведены в табл. 2.1.
В 1998 г. Госатомнадзором России была выдана лицензия на сооружение НВАЭС-2 по проекту АЭС-92 с реакторной установкой В-392.
В качестве условия действия лицензии предписывалось реализовать программу НИОКР с привязкой к этапам строительства и ввода АЭС в эксплуатацию.
В связи с вступлением эксплуатирующей организации концерна Росэнергоатом в Клуб Европейских эксплуатирующих организаций (EUR), была организована работа экспертов по анализу соответствия проекта АЭС-92 требованиям EUR.
В результате «проект АЭС-92 успешно прошел все этапы анализа на соответствие требованиям EUR» (текст из сертификата EUR по анализу соответствия) и разработан специальный том 3, содержащий результаты этого анализа.
В томе отмечается незавершенность ряда НИОКР, что не препятствует положительной оценке проекта в целом.
Однако проект не был реализован на НВАЭС-2 и его модификация реализуется на АЭС «Куданкулам» в Индии (проект В-412). Основное оборудование РУ реализовано в составе проекта РУ В-428 на АЭС «Тяньвань» в Китае, т.е. имеет референтные образцы. Проект РУ В 428 отличается от проекта РУ В-392 главным образом номенклатурой и структурой систем безопасности (см. табл. 2.2).
Энергоблоки № 1, 2 АЭС «Тяньвань» (В-428) были построены и введены в эксплуатацию с 2007 г.
Таблица 2.1
Перечень параметров, характеристик и целевых показателей
проектов В-392 и В-428
| № | Параметр | Значение | |
| В-392 | В-428 | ||
| 1 | Установленная номинальная мощность энергоблока, МВт | 1000 | |
| 2 | Номинальная тепловая мощность РУ, МВт | 3012 | |
| 3 | Номинальная тепловая мощность реактора, МВт | 3000 | |
| 4 | Давление теплоносителя первого контура, МПа | 15,7 | |
| 5 | Давление пара в парогенераторах , МПа | 6,27 | |
| 6 | Температура теплоносителя на входе в реактор при работе на номинальной мощности, ºС | 291 | |
| 7 | Температура теплоносителя на выходе из реактора в циркуляционные петли при работе на номинальной мощности, ºС | 321 | |
| 8 | Назначенный срок службы АЭС, лет | 30 | 40 |
| 9 | Срок службы основного оборудования РУ, лет | 40 | |
| 10 | Срок службы заменяемого оборудования РУ, лет | 30 | |
| 11 | Время сооружения АЭС от начала строительства до сдачи в коммерческую эксплуатацию, лет | 6 | |
| 12 | Коэффициент использования установленной мощности, % | 90 | |
| 13 | Коэффициент технического использования мощности, % | 90 | |
| 14 | Коэффициент готовности оборудования РУ, более | 0,92 | |
| 15 | Коэффициент полезного действия, нетто, % | 33,3 | - |
| 16 | Топливный цикл, лет | 3-4 | |
| 17 | Периодичность перегрузок, месяцев | 12,18 | 12 |
| 18 | Максимальное выгорания по ТВС, МВт∙сутки/кгU | 49,60 | 49 |
| 19 | Ремонтный цикл, лет | 4 | |
| 20 | Среднегодовая продолжительность плановых остановок (на перегрузку топлива, регламентные работы по обслуживанию), суток, не более | 30 | 25 |
| 21 | Продолжительность перегрузки топлива , суток, не более | 17 | 14 |
| 22 | Количество неплановых остановок реактора за год, не более | 1,0 | 1,0 |
| 23 | Коллективная доза радиоактивного облучения персонала, не более, чел·Зв/год | 0,5 | - |
| 24 | Запасы по параметрам активной зоны (линейному тепловому потоку, запасу до кризиса теплоотдачи) для оперативного персонала, % | - | |
| 25 | Запас по глушению трубок в парогенераторе, % | 2 | |
| 26 | Вероятность тяжелого повреждения активной зоны, реакт/год | 10-6 | 10-5 |
| 27 | Вероятность предельного аварийного выброса, реакт/год | 10-7 | |
| 28 | Время эффективного действия пассивных систем безопасности и управления авариями без вмешательства оператора и потребности в электроэнергии, час | не менее 24 | - |
| 29 | Проектное и максимальное расчетное землетрясение (ПЗ и МРЗ), баллы | 7/8 | |
| 30 | Ускорение на уровне земли, соответствующее ПЗ и МРЗ, g | 0,1 | 0,2 |
| 31 | Трубопроводы первого контура, для которых применима концепция течь перед разрывом (ТПР) | ГЦТ, соединительный трубопровод, трубопроводы САОЗ (Ду 850, Ду 350, Ду 300) | |
| 32 | Необходимость создания головного энергоблока для обоснования, да/нет | да | нет |
| 33 | Соответствие требованиям EUR, да/нет | да | - |
Таблица 2 - Структура систем безопасности АЭС-92 (РУ В-392) и АЭС «Тяньвань» (РУ В-428)
Наименование системы | Основные технические решения | |
| АЭС-92, проект РУ В-392 | АЭС «Тяньвань», проект РУ В-428 | |
| СУЗ (количество приводов) | До 121 | До 121 |
| Активная часть САОЗ | Совмещенная четырехканальная система высокого и низкого давления с насосами-эжекторами с резервированием каналов 4х100% | Раздельные четырехканальные системы высокого и низкого давления с резервированием 4х100% каждая |
| Пассивная часть САОЗ (ГЕ1) | Пассивная четырехканальная система с резервированием 4х33% | Пассивная четырехканальная система с резервированием 4х33% |
| Система пассивного залива активной зоны (ГЕ-2) | Пассивная четырехканальная система с резервированием 4х25% с двумя емкостями в каждом канале | Отсутствует |
| Система аварийного ввода борной кислоты | Пассивная четырехканальная система быстрого ввода бора (СБВБ) с резервированием 4х25% | Четырехканальная активная система с резервированием 4х50% |
| Система аварийной питательной воды | Замкнутая активная четырехканальная система с резервированием 4х100% | Четырехканальная активная система с резервированием 4х100% с баками запаса аварийной питательной воды |
| Система пассивного отвода тепла | Пассивная четырехканальная система с резервированием 4х33% с тремя охлаждаемыми воздухом теплообменниками в каждом канале | Отсутствует |
2.2 Проект РУ В-448
В период 2003 – 2006 гг. ОКБ «ГИДРОПРЕСС» совместно с ГНИПКИ АЭП, РНЦ «Курчатовский институт», ОКБ ОМЗ «Ижорский завод» по заказу Концерна «Росэнергоатом» разрабатывал проект реакторной установки ВВЭР-1500 (В-448) для энергоблока АЭС электрической мощности 1500 – 1600 МВт.
Концепция безопасности проектов РУ и АЭС соответствовала концепциям безопасности проектов В-392 и АЭС-92. При этом предполагалось использовать результаты НИОКР, выполняемых в обоснование проектов В-392 и АЭС-92, для обоснования этого проекта с учетом масштабного фактора. В отношении повышения экономической эффективности проект был ориентирован на выполнение требований EUR в полном объеме. Информация по этому проекту опубликована в [], [] и других публикациях и приводится в таблице 2.4.
В результате выполненного комплекса работ по расчетно-экспериментальному обоснованию проекта разработана документация базового проекта РУ (~70%) в объеме, необходимом для получения лицензии на начало строительства, отработана технология изготовления корпуса реактора и изготовлены полномасштабные опытные обечайки.
В 2006 г. разработка проекта была прекращена в связи с ориентацией промышленности на производство оборудования по проектам РУ В-392М и В-491 для АЭС-2006.
Таблица 2.4
Перечень параметров, характеристик и целевых показателей проекта В-448
| № | Параметр | Значение |
| 1 | Установленная номинальная мощность энергоблока, МВт | 1550 |
| 2 | Номинальная тепловая мощность РУ, МВт | - |
| 3 | Номинальная тепловая мощность реактора, МВт | 4250 |
| 4 | Давление теплоносителя первого контура, МПа | 15,7 |
| 5 | Давление пара в парогенераторах , МПа | 7,34 |
| 6 | Температура теплоносителя на входе в реактор при работе на номинальной мощности, ºС | 297,7 |
| 7 | Температура теплоносителя на выходе из реактора в циркуляционные петли при работе на номинальной мощности, ºС | 330 |
| 8 | Срок службы АЭС, лет | 50 |
| 9 | Срок службы основного оборудования РУ, лет | 50 |
| 10 | Срок службы корпуса реактора, лет | 60 |
| 11 | Время сооружения АЭС от начала строительства до сдачи в коммерческую эксплуатацию, лет | - |
| 12 | Коэффициент использования установленной мощности, % | - |
| 13 | Коэффициент технического использования мощности, % | 93 |
| 14 | Коэффициент готовности оборудования РУ | 0,95 |
| 15 | Коэффициент полезного действия, нетто, % | 35,7 |
| 16 | Продолжительность топливного цикла, лет | 6 |
| 17 | Периодичность перегрузок, месяцев | 12-24 |
| 18 | Максимальное выгорание по ТВС, МГВт·сутки/кгU | 69 |
| 19 | Продолжительность периода между ремонтами, лет | 8 |
| 20 | Среднегодовая продолжительность плановых остановок (на перегрузку топлива, регламентные работы по обслуживанию), не более, суток за год | 25 |
| 21 | Продолжительность перегрузки топлива, не более, суток за год | 17 |
| 22 | Количество неплановых остановок реактора за год, не более | 1,0 |
| 23 | Коллективная доза радиоактивного облучения персонала чел.Зв/ГВт(э) | - |
| 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 | Вероятность тяжелого повреждения активной зоны на реактор в год | менее10-6 |
| 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 | 72 |
| 29 | Проектное/максимальное расчетное землетресение (ПЗ и МРЗ), баллов по шкале MSK-64 | 6 / 7 |
| 30 | Ускорение на уровне земли, соответствующие ПЗ / МРЗ | 0,06g / 0,12g |
| 31 | Диаметры трубопроводов первых и вторых контуров, для которых применима концепция течь перед разрывом (ТПР), мм | 200 |
| 32 | Необходимость создания головного энергоблока для обоснования, да/нет | да |
| 33 | Соответствие требованиям EUR | да |
2.3 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 2.5.
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 4195 мм. Это изменение дало возможность ограничить флюенс потоков нейтронов с энергией более 0,5 МэВ на корпус величиной менее 4,85·1019 нейтрон/см² и тем самым обеспечить ресурс работы корпуса 60 лет при применении улучшенной корпусной стали марки 15Х2НМФА класс 1 с пониженным содержанием никеля. 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 4200 мм, 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.
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.
Отдельная информация по проекту ранее публиковалась в [, ].
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.1. Принципиальная компоновка основного оборудования РУ В-466Б.
Рис.2. Расположение реактора в шахте бетонной
Рис.3. Корпус реактора
Рис. 4. Привод СУЗ ШЭМ-3
Рис.5. Парогенератор
Рис.6. ТВСА
Таблица 2.5
Перечень параметров, характеристик и целевых показателей проекта В-466Б
| | Параметр | Значение |
| 1 | Установленная номинальная мощность энергоблока, МВт | 1000 |
| 2 | Номинальная тепловая мощность РУ, МВт | 3012 |
| 3 | Номинальная тепловая мощность реактора, МВт | 3000 |
| 4 | Давление теплоносителя первого контура, МПа | 15,7 |
| 5 | Давление пара в парогенераторах , МПа | 6,27 |
| 6 | Температура теплоносителя на входе в реактор при работе на номинальной мощности, ºС | 291 |
| 7 | Температура теплоносителя на выходе из реактора в циркуляционные петли при работе на номинальной мощности, ºС | 321 |
| 8 | 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 | 6 |
| 12 | Коэффициент использования установленной мощности, % | 90 |
| 13 | Коэффициент технического использования мощности, % | 90 |
| 14 | Коэффициент готовности оборудования РУ, %, более | 90 |
| 15 | Коэффициент полезного действия, нетто, % | 33,3 |
| 16 | Продолжительность топливного цикла, лет | 3-4 |
| 17 | Периодичность перегрузок, месяцев | 12, 18 |
| 18 | Максимальное выгорание по ТВС, МГВт·сутки/кгU | 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 | 25 |
| 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, чел-Зв/год. | 0,5 |
| 24 | Запасы по параметрам активной зоны (линейному тепловому потоку, запас до кризиса теплоотдачи) для оперативного персонала, % | -* |
| 25 | Запас по глушению трубок в парогенераторе, % | 2 |
| 26 | Вероятность тяжелого повреждения активной зоны, реакт/год | <10-6 |
| 27 | Вероятность предельного аварийного выброса, реакт/год | <10-7 |
| 28 | Время эффективного действия пассивных систем безопасности и управления авариями без вмешательства оператора и потребности в электроэнергии, час, не менее | 24 |
| 29 | Проектное и максимально расчетное землетрясение (ПЗ и МРЗ), баллы по шкале MSK-64 | -* |
| 30 | Ускорение на уровне земли, соответствующие ПЗ и МРЗ | ПЗ – 0,15g МРЗ – 0,24g |
| 31 | Диаметры трубопроводов первых и вторых контуров, для которых применима концепция течь перед разрывом (ТПР), мм | ГЦТ – Ду 850 Система КД – Ду 350 САОЗ – Ду 300 |
| 32 | Необходимость создания головного энергоблока для обоснования, да/нет | да |
| 33 | Соответствие требованиям EUR, да/нет | да** |
| Примечания: * - Величины, отмеченные знаком «-», подлежат определению при проектировании и проведении НИОКР. ** - Требованиям EUR соответствует базовый проект В-392. | ||
2.4 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 [, ].
Основные параметры, проектные характеристики и целевые показатели приведены в таблице 2.6.
Таблица 2.6
Перечень параметров, характеристик и целевых показателей
проектов В-392М и В-491
| № | Параметр | Значение |
| 1 | Установленная номинальная мощность энергоблока, МВт | 1200 |
| 2 | Номинальная тепловая мощность РУ, МВт | 3212 |
| 3 | Номинальная тепловая мощность реактора, МВт | 3200 |
| 4 | Давление теплоносителя первого контура, МПа | 17,64 |
| 5 | Давление пара в парогенераторах, МПа | 7,0 |
| 6 | Температура теплоносителя на входе в реактор при работе на номинальной мощности, ºС | 298,2 |
| 7 | Температура теплоносителя на выходе из реактора в циркуляционные петли при работе на номинальной мощности, ºС | 328,9 |
| 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 | 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, % | 35,7 |
| 16 | Продолжительность топливного цикла, лет | 4 - 5 |
| 17 | Периодичность перегрузок, месяцев | 12 - 18 |
| 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 | 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 | 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 | 24 |
| 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 | *** |
| 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 60 лет) и конструкции активной зоны.
В основу конструкции активной зоны положены ТВС-2 с жестким каркасом, которые прошли опытно-промышленную эксплуатацию. В 2006 г. 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 4,2 м), 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 2.7.
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 2.5).
В 2008 г. «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.
Таблица 2.7
Структура систем безопасности В-392М и В-491
Основные технические решения | ||
| | Проект РУ В-392М | Проект РУ В-491 |
| Количество ОР СУЗ | 121 | 121 |
| Активная часть САОЗ | Совмещенная двухканальная система высокого и низкого давления с насосами-эжекторами с внутренним резервированием внутри каналов | Раздельные четырехканальные системы высокого и низкого давления с резервированием 4х100% каждая |
| Пассивная часть САОЗ (ГЕ-1) | Пассивная четырехканальная система | Пассивная четырехканальная система |
| Система аварийного ввода борной кислоты | Двухканальная система с резервированием 2х100% и резервированием внутри каналов 2х50% | Четырехканальная система с резервированием 4х50% |
| Система аварийной питательной воды | Отсутствует | Четырехканальная система с резервированием 4х100% с баками запаса аварийной питательной воды |
| Система аварийного расхолаживания ПГ | Замкнутая двухканальная система с резервированием 2х100% | Отсутствует |
| Система пассивного залива активной зоны (ГЕ-2) | Пассивная четырехканальная система с двумя емкостями в каждом канале | Отсутствует |
| Система пассивного отвода тепла | Пассивная четырехканальная система с двумя охлаждаемыми воздухом теплообменниками в каждом канале | Пассивная четырехканальная система с 18-ю охлаждаемыми водой теплообменниками в каждом канале |
2.5 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 [].
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 350 эфф.сут, максимальная глубина выгорания топлива – до 70 МВт сут/кгU, топливный цикл – 24 мес. и т.д.);
- увеличение тепловой мощности реактора до 3300 МВт 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 9,5 МПа, 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 – 250 мм, 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.