С. Б. Рыжов, В. А. Мохов, А. К. Подшибякин, И. Г. Щекин, А. Н. Ч

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 [ REF _Ref225759027 \r \h 1, REF _Ref225759039 \r \h 2]. 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 [ REF _Ref225759055 \r \h \* MERGEFORMAT 3 –  REF _Ref225758923 \r \h \* MERGEFORMAT 6] 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 показателейпроектов 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 [ REF _Ref227493937 \r \h 4], [ REF _Ref225758933 \r \h 7] 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



Страницы: Первая | 1 | 2 | 3 | ... | Вперед → | Последняя | Весь текст