Перспективные проекты реакторных установок

ВВЕДЕНИЕ

\В настоящее время существуют аргументы в пользу дальнейшего развития ядерной энергетики, поскольку ресурсы ископаемого топлива на Земле истощаются, а спрос на энергию растет.Эти аргументы включают, прежде всего, то, что использование ядерной энергии должно быть социально приемлемым, т.е. ее использование должно быть безопасным, экономически эффективным и не представлять опасности для окружающей среды, чем оно и является и должно быть. В настоящее время в России и за рубежом эксплуатируется 52 электростанции с водоохлаждаемыми реакторами ВВЭР, из которых 28 - ВВЭР-1000 и 24 - ВВЭР-440.Более 80 лет эксплуатации реакторов показали, что атомные электростанции с реакторами ВВЭР имеют высокий уровень безопасности, а их экономические характеристики соответствуют требованиям эксплуатирующих организаций. Роль ОКБ "Гидроплекс" в возникновении и развитии атомной энергетики в прошлом освещалась во многих публикациях, в том числе и недавних. В то же время при разработке новых проектов и строительстве атомных электростанций безопасность и эксплуатационные характеристики атомных электростанций постоянно совершенствуются в соответствии с требованиями нормативных документов, эксплуатационных органов и опытом эксплуатации.Специфика современного этапа развития атомной энергетики заключается в повышенных требованиях к экономическим характеристикам при обеспечении безопасности, которые не менее важны, чем требования действующих нормативных документов.ПРОЕКТЫ РУ БОЛЬШОЙ МОЩНОСТИПроекты РУ большой мощности включают проекты РУ для атомных электростанций мощностью 700- 1600 МВт.Основное различие между концепциями дизайна заключается в разнице в соотношении пассивной и активной безопасности, использовании систем внебазового проектирования (OBD) и их технической реализации. Напротив, использование новой пассивной системы без эталонного режима работы генерирующих установок означало, что в проект были внесены инновационные элементы. Эти нововведения не имеют ничего общего с основным оборудованием железнодорожного предприятия, основным оборудованием которого является эталонное оборудование проектов B-320 и B-428, которые в точности соответствуют проекту B-392.Усовершенствования оборудования относятся к эволюционным изменениям в эталонном оборудовании.Основным изделием в этом диапазоне мощностей является RU B-392.Концептуально, целью проекта RU B-392 является почти точное воспроизведение функции безопасности активной системы с помощью пассивной системы. Основной целью разработки проекта является повышение безопасности в соответствии с требованиями новых нормативных изменений, введенных для преодоления ЗПА в контексте аварий TMI-2 и Чернобыль-4.Конструкция реактора В-392 хорошо известна, и по ней существует ряд публикаций. Данные о конструкции реакторов В-392 и В-428, а также данные об основных параметрах, проектных данных и целевых значениях для атомных электростанций, использующих эти реакторы, следующиеВ 1998 году Госатомнадзор России выдал лицензию на строительство АЭС-92 по проекту АЭС-2 с использованием реакторной установки В-392.Это разрешение было обусловлено реализацией программы исследований и разработок на этапе строительства и ввода в эксплуатацию атомной электростанции.Поскольку руководящий орган Los Energos Atom является членом Европейского клуба руководящих органов (EUR), была организована экспертная работа по анализу соответствия проекта АЭС-92 требованиям EUR.Соответственно, "проект АЭС-92 прошел все этапы анализа соответствия EUR".Незавершенность некоторых научно-исследовательских работ, указанных в данном томе, не исключает положительной оценки проекта в целом.Однако модифицированная версия проекта реализуется на АЭС Куданкулам в Индии (проект B-412). Основной объект РУ был реализован в рамках проекта РУ B-428 на Тяньваньской АЭС в Китае, поэтому существует эталонная модель; основной проект B-428 отличается от проекта B-392 в основном номенклатурой и структурой системы безопасности.Блоки 1 и 2 Тяньваньской атомной электростанции (B-428) были завершены и введены в эксплуатацию в 2007 году.В 2003-2006 годах ОКБ "ГИДРОПРЕСС" совместно с ГНИПКИ АЭП, РНЦ "Курчатовский институт" и ОКБ ОМЗ "Завод "Изола" разрабатывало установку реактора ВВЭР-1500 (В-448) по заказу компании "Росэнергоатом". Его мощность составляет 1500-1600 МВт.Концепции безопасности проектов РУ соответствуют концепциям безопасности проектов B-392 и АЭС-92. В то же время предполагается, что результаты разработки проектов B-392 и AЭС-92 будут использованы для демонстрации масштабного фактора данного проекта. Он был разработан для полного соответствия требованиям евро-стандарта с точки зрения повышения экономической эффективности.Работа Целевой группы по демонстрации вычислительного и экспериментального проектирования привела к документированию базовой конструкции реактора (приблизительно 70%) в объеме, необходимом для получения разрешения на строительство, уточнению процедур изготовления корпуса реактора и изготовлению полномасштабного прототипа.Разработка этого проекта была прервана в 2006 году, поскольку промышленность сосредоточилась на разработке и производстве реакторов B-392M и B-491 JE-2006.Проектные работы по РУ V -466B для болгарской АЭС "Белене" начались в 2007 году, после того как был разработан объем работ по проектированию, строительству и вводу в эксплуатацию АЭС "Белене".Требования ЛВР (лёгководородный реактор) были включены в РУ настолько полно, насколько это возможно. Эти требования, практически идентичные европейским, легли в основу конкурсной документации и определили концепцию проекта. С точки зрения использованных технических решений этот проект наиболее похож на проект ЛВР (лёгководородный реактор) B-392 (B-412) и может считаться его эталонным проектом. Однако направление этого проекта должно было в большей степени соответствовать требованиям повышения его экономической эффективности. По сравнению с проектом B-392, это требование в основном включает требования по продлению срока службы основного оборудования и улучшению использования топлива и других эксплуатационных характеристик.Давайте рассмотрим некоторые технические решения, связанные с различиями между этой конструкцией и конструкцией B-392.Различия в конструкции реактора связаны с необходимостью продления срока службы корпуса реактора. Для этого диаметр корпуса реактора был увеличен от дна сопла. Размер А был увеличен с 4150 мм до 4195 мм. Благодаря этому изменению поток нейтронов с энергией более 0,5 МэВ в корпус реактора может быть снижен до менее чем 4,85-1019 нейтронов/см2, что обеспечивает срок службы сосуда под давлением 60 лет для модифицированной стали класса 1 для сосудов под давлением с пониженным содержанием никеля. Теперь это стало возможным.В качестве генератора был использован усовершенствованный SHEM-3 с лучшими динамическими свойствами и повышенной надежностью. Срок службы механической части привода увеличен с 20 до 40 лет. В парогенераторе было принято разреженное расположение проходов в обменном пучке, внутренний диаметр оболочки был увеличен с 4000 мм до 4200 мм, улучшена циркуляция в пучке, снижена концентрация коррозионных примесей, созданы условия для легкого доступа к приложениям автоматического управления и эксплуатации. Срок службы парогенератора был продлен до 60 лет.За исключением тепловыделяющей сборки (ТВС), техническая конструкция остальных компонентов реактора и систем безопасности практически идентична конструкции реактора В-392. Согласно этому решению, использовались тепловыделяющие сборки с усиленными углами, в отличие от тех, которые используются в конструкции B-392.В 2009 году запланированы работы по разработке полного технического проекта реактора V-466B для АЭС "Белен" и некоторые научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы.После разработки технических заданий генерального плана АЭС-2006 и проектирования реактора В-392М, проектные работы по реакторам В-392М и В-491, начатые в 2007 году, будут проводиться на головной АЭС-2 и ЛАЭС-2 в период с 2008 по 2012 годы. (Я так понял, это было написано до 2009 года?) (Да, все верно)Концепции безопасности этих двух проектов РП и АЭС в основном ориентированы на базовый проект EJ-92 с РП B-392 и EJ-91 с РП B-428 для NN-2 и Тяньваньской АЭС, соответственно. Различия между ними заключаются в основном в технической реализации системы безопасности и системы управления САМС с акцентом на устранение излишеств для повышения экономической эффективности строительства и эксплуатации АЭС.В проектах РУ и АЭС были достигнуты следующие целевые показатели- Увеличить тепловую мощность реактора до 3300 МВт, КПД блока (нетто) до 36% и электрическую мощность (брутто) до 1300 МВт.Оптимизация технических решений для систем безопасности.- Совершенствование структуры системы безопасности для достижения оптимального сочетания активного и пассивного принципов.- Разработка программ для общезаводских систем безопасности (например, систем безопасности для нескольких производственных подразделений).- Увеличение эффективного времени работы систем пассивной безопасности и управления авариями до 72 часов без вмешательства оператора и затрат энергии.- Разработка возможности удержания расплава в корпусе реактора с помощью внутреннего и внешнего охлаждения в случае тяжелой аварии.- Устранение избыточности в АСУП.- Разработать программу по применению концепции TRR для снижения требований к системам безопасности (снизить утечки в первичных контурах, рассматриваемых SMR в анализах безопасности до Du200, тем самым снизив требования к системе защитной оболочки) и продолжить реализацию этой концепции по мере внедрения федеральных стандартов и нормативных изменений.Оптимизация параметров ОИГ, определение характеристик текущей операционной системы и модернизация оборудования ОИГ.- Разработать схему повышения расчетного давления ПГ второго контура до 9,5 МПа, значительно оптимизировать набор защитных и блокировочных устройств для повышения давления второго контура, расширить схему регулирования температуры и внедрить схему статического регулирования по средней температуре теплоносителя первого контура (многоконтурный режим с изменением нагрузки) (режим разделения) для снижения нагрузки на оборудование РУ главной станции и оптимизации расхода воды при этих изменениях режима и связанного с этим снижения объема потока теплоносителя.- Разработка вариантов ПГ, оснащенных экономайзерами.- Использование обогащенного бором раствора борной кислоты от 10 до 42% в охладителе главного контура (для снижения химического воздействия борной кислоты на компоненты главного контура при переходе на 24-месячный топливный цикл).- Соответствующие изменения в конструкции главного двигателя с использованием конструкции RF JE-2006 для улучшения показателей по использованию принципа внутренней самозащиты RF (увеличение объема КД, хранение воды в СГ, полное закрытие топливного столба абсорбером после отключения АЗ, устранение гидроизоляции "холодной" цепи ГЦК, улучшенная конструкция ГЦК, внутренняя (использование концепции термоплавкой изоляции для корпуса под давлением).- Используемые компоненты реактора будут изготовлены из стали, что позволит продлить срок службы реактора до более чем 60 лет.- Применение концепций экономии топлива при полной мощности реактора (например, увеличение КМПИ).Основные улучшения- Улучшенная конструкция активной зоны с увеличением топливной загрузки на 16-18% по сравнению с RF B-320 (обогащение U235 увеличено более чем до 5%, высота топливного столба увеличена до 200-250 мм, использование топливных таблеток с размером частиц 20-30 мкм (в дальнейшем увеличен до 45-60 мкм), твэлы без центрального отверстия и т.д.).- Улучшенная конструкция активной зоны для повышения тепловой надежности охлаждающих факторов (включая улучшенное перемешивание охлаждающей жидкости внутри и между цилиндрами, увеличенный поток через активную зону, уменьшенное неравномерное выделение энергии из ТВС и всей активной зоны, увеличенный радиус ТВС относительно расположения поглотителя PS CPS и т.д.).- Исследовать целесообразность и экономические преимущества использования "тонких" топливных стержней и "керметного" топлива, использования поглотителей в воздушном зазоре и использования "грязного" (переработанного) МОКС-топлива.- Разработка решений по устранению значительного кипения в тепловыделяющих сборках.- Использование активной зоны, способной работать при низких концентрациях бора, и режима работы, не изменяющего концентрацию бора.В дополнение к вышеуказанным направлениям усовершенствования реакторной установки JE-2006, была предложена концепция двойного цикла для реакторной установки ВВЭР-1200А с целью снижения стоимости основных компонентов реактора и уменьшения размеров корпуса защитной оболочки. Однако для реализации этой концепции необходимы дальнейшие исследования и разработки.ПРОЕКТЫ РУ СРЕДНЕЙ И МАЛОЙ МОЩНОСТИСреднемасштабные солнечные проекты включают в себя мощности национальных сетей для удовлетворения местного спроса и проекты мощностью 400-600 МВт для экспорта в развивающиеся страны.В настоящее время предлагается использовать энергию крупномасштабной фотоэлектрической сети в конструкциях реакторов средней мощности. Считается, что это позволит продлить срок службы решетки, увеличить тепловой запас для охлаждения активной зоны, снизить требования к мощности систем безопасности и обеспечить более гибкую передачу топлива. Предлагаемые проекты реакторов среднего размера B-407 и B-498 отличаются сочетанием пассивных и активных систем безопасности и реализацией технологии. В обоих проектах используются проверенные технологии, компоненты и системы и полностью используется опыт, накопленный при проектировании, производстве и эксплуатации предыдущего поколения реакторов с водой под давлением.Уникальной особенностью конструкции ВВЭР-640 (В-407) является то, что авария во время строительства преодолевается системой безопасности, основанной на пассивных принципах, что позволяет реактору оставаться в безопасности в течение как минимум 72 часов в случае аварии с полной потерей мощности.Кроме того, концепция проектирования РП и АЭС основана на поддержании корпуса реактора в короне за счет внешнего охлаждения корпуса во время тяжелых САМГ.- Оптимизация конструкции ВВЭР означает, что должно быть обеспечено отсутствие утечки, превышающей 50 литров в час в течение 72 часов.- Основа для смешивания потоков с различной концентрацией бора и температурой в канале реактора.- Оптимизация пассивной части ВВЭР И САМГ.- Демонстрация концепции использования внутреннего и внешнего охлаждения для ограничения плавления активной зоны в случае серьезной аварии в корпусе реактора.Конструкция двухпоточного РУ (реакторная установка) ВВЭР-300 является эволюционной конструкцией, которая основывается на решениях технического оснащения предыдущих конструкций ПВ ВВЭР. В качестве эталонного образца был использован образец B-407.Проект основан на следующих концептуальных положениях- Он предназначен для районов, где установлены мини-сети.-Основные объекты контура (СГ, ГЧА и ГКТ) по конструкции, материалам, тепловым и техническим аспектам максимально соответствуют аналогичным объектам, используемым в проекте ВВЭР-640 (В-407).- В случае серьезной аварии в корпусе реактора расплав активной зоны будет сдерживаться за счет охлаждения внешней поверхности корпуса.- Для выявления утечек из первичного контура во вторичный без выброса радиоактивных материалов в атмосферу.ВВЭР СО СВЕРХКРИТИЧЕСКИМ ДАВЛЕНИЕМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯПереход на инновационные технологии в развитии атомной энергетики описан в Федеральной целевой программе "Развитие атомной отрасли России на 2007-2010 годы и на перспективу до 2015 года" (Задача 4 Федеральной целевой программы). В рамках этих инновационных проектов Международный форум "Поколение IV" рассматривает возможность создания шести коммерчески пригодных систем к 2030 г. Эти разработки включают системы реакторов с водяным охлаждением под сверхкритическим давлением (SCWR).В 2006 году. ОКБ "ГИДРОПРЕСС" совместно с ГНЦ РФ ФЭИ и РНЦ "Курчатовский институт" возобновило разработку инновационной концепции РП с реактором ВВЭР-СКД и сверхкритическим реактором под давлением с охлаждением легкой водой.Разработаны основные целевые показатели для атомной электростанции с ВВЭР-СКД для замкнутого топливного цикла- Достигнутый уровень надежности и безопасности будет сохранен в проекте разработки ВВЭР поколения III+.- Коэффициент полезного действия (КПД) составляет около 45%.- Коэффициент теплового расширения топлива (КВ) выше 0,8.- Максимальное использование приобретенной технологии ВВЭР и сверхкритических и ультрасверхкритических котельных и турбинных установок.Работа над таким проектом началась еще в 1980-х годах: в 1984 году были проведены предварительные исследования пароводяных реакторов на быстрых нейтронах (совместная работа РНЦ "Курчатовский институт" и ОКБ "ГИДРОПРЕСС"); в 1990 году в рамках работ по ВВЭР-СКД-I В 1990 году в рамках работ по ВВЭР-СКД-I была представлена концепция реактора бакового типа со сверхкритическим давлением теплоносителя, циркулирующего естественным образом в системе первого контура, и модифицированным спектром нейтронов (совместная работа РНЦ "Курчатовский институт" и ОКБ "ГИДРОПРЕСС"). В данном проекте планируется разместить РУ внутри корпуса реактора (общее расположение).В 2006-2007 годах была представлена концепция корпуса одноконтурного реактора со сверхкритическим давлением теплоносителя ВВЭР-СКД. Рассматривались реакторы со спектром быстрых резонансных нейтронов (совместная работа ГНЦ РФ ФЭИ и ОКБ "ГИДРОПРЕСС") и спектром тепловых нейтронов (совместная работа ГНЦ РФ ФЭИ, РНЦ "Курчатовский институт" и ОКБ "ГИДРОПРЕСС").Были проведены расчеты по нейтронной физике и термодинамике. Были проведены предварительные исследования и расчеты тепловых систем атомных электростанций: разработана концепция РП и концепция безопасности РП. Были разработаны требования к материалам активной зоны и оболочки, тепловыделяющим элементам и ТВЭЛ (тепловыделяющий элемент).Были определены приоритетные вопросы, которые необходимо исследовать для практического применения конструкции ВВЭР-СКД.- Теплопередача в тепловыделяющих сборках- Коррозия и миграция продуктов коррозии- Ядра с горячей водой (гидродинамические проблемы).- Динамика горячей воды в камерах смешивания- Стабильность цикла охлаждения РЧ на основе обратной корреляции между мощностью нейтронов в активной зоне и параметрами охлаждающей жидкости.- Тепловая и гидродинамика во время критических переходных процессов давления.- Охлаждение ядра в случае потери охлаждающей жидкости- Проблема закачки жидкого абсорбента для обеспечения подкритичности в случае притока холодной воды в активную зону.- Обеспечение отрицательных коэффициентов отклика из-за температуры топлива и удельного охлаждения.Совместно с ГНЦ ФЭИ разрабатывается план развития высокочастотного реактора ВВЭР-СКД, включая план демонстрационного реактора тепловой мощностью 300 МВт.Особое внимание должно быть уделено подготовке кода тепло-гидравлической системы для разработки требований к системе безопасности и анализа безопасности.В настоящее время в ОКБ "ГИДРОПРЕСС" разрабатывается расчетная программа "ТЕМПА-СК" для приближенного тепло-гидравлического анализа сверхкритических водоохлаждаемых тепловыделяющих элементов (поканально, ячейка за ячейкой). В настоящее время проводится процесс утверждениея этой программы.Стоит отметить важность международного сотрудничества для реализации сверхкритических водных реакторов: подобные проекты реализуются в ЕС, Канаде, Японии, США, Корее и Китае. Под эгидой Международного агентства по атомной энергии была организована скоординированная исследовательская программа по теплообмену сверхкритической воды, разработке и валидации процедур гидротермического расчета; в этой программе участвуют ОКБ "ГИДРОПРЕСС" и ГНЦ ФЭИ.ВЫВОДЫВ 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 (научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы);– 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.