Реферат: О новых проектах реакторных установок ввэр на современном этапе развития атомной энергетики

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
^ 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 аварийн