Лескин С.Т., Шелегов А.С., Слободчук В.И. Физические особенности и конструкция реактора ВВЭР-1000

3.4. 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.

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 он наиболее близок проекту РУ В-392 (В-412), который можно считать для него референтным проектом. Вместе с тем этот

91

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.

Рассмотрим отдельные технические решения, относящиеся к отличиям этого проекта от проекта РУ В-392.

Принципиальная компоновка сохранена без изменений (рис. 3.1). Расположение реактора в шахте бетонной также не изменено (рис. 3.2).

Рис. 3.1. Принципиальная компоновка основного оборудования РУ В-466Б

92

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 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 нейтр/см² и тем самым обес-

93

печить 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. Срок службы механической части привода увеличен с 20 до 40 лет. В парогенераторе 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, в отличие от ТВС в проекте РУ В-392.

Внастоящее время разработана документация на изготовление основного оборудования РУ с длительным циклом изготовления и промежуточный доклад по безопасности.

В2009 г. предполагается выполнение работ по разработке комплектного технического проекта реакторной установки В-466Б для АЭС «Белене» и выполнение ряда НИОКР.

Таблица 3.3 Перечень параметров, характеристик и целевых показателей

проекта В-466Б

Окончание табл. 3.3

3.5. 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 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. Основные параметры, проектные характеристики и целевые показатели приведены в табл. 3.4.

Таблица 3.4 Перечень параметров, характеристик и целевых показателей

проектов В-392М и В-491

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. началась эксплуатация модернизированной ТВС-2М, которая применяется в данном проекте. В ТВС-2М применен твэл с удлиненным топливным столбом и 13-й антивибрационной решеткой, обеспечена ремонтопригодность 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.

Использован 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 улучшило циркуляцию в трубном пучке и создало условия для снижения концентрации коррозионно-опасных примесей, облегчило доступ для применения автоматизированных средств контроля и обслуживания. Срок службы парогенератора увеличен до 60 лет.

98

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 использованы 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 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»). 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.

В2008 г. «Ростехнадзор» выдал лицензии на сооружение двух блоков НВАЭС-2 и одного блока ЛАЭС-2, оговорив в качестве условий действия лицензии выполнение программы НИОКР в обоснование безопасности энергоблоков.

Внастоящее время начаты изготовление основного оборудова-

99

ния и строительные работы в соответствии с графиками реализации. Выполнение программ НИОКР будет рассмотрено далее.

3.6. Тепловыделяющие сборки ТВС-А. Основные характеристики ТВС альтернативной конструкции

В связи с замечаниями по надежности активных зон, связанными с искривлениями ТВС, а также с отставанием по техникоэкономическим показателям от мирового уровня в 1995 году было принято решение о разработке альтернативной конструкции ТВС с улучшенными характеристиками для использования в активных зонах реактора ВВЭР-1000. Разработка ТВСА проводилась ОКБМ, ВНИИНМ, ОАО МСЗ при участии РНЦ "КИ", ОКБ "ГП", ВНИИАЭС и других организаций.

Анализ условий и эксплуатационного опыта отечественных и зарубежных ТВС в активных зонах водо-водяных реакторов, а также результатов после реакторных исследований отработавших ТВС показал, что формоизменение, приводящее к аномалиям в работе ПС СУЗ, является следствием целого ряда факторов конструктивного, технологического и эксплуатационного характера. К ним, в частности, относятся:

•неравномерность выделения энергии, температур, потока нейтронов по радиусу и высоте ТВС,

•неравномерность выгорания и удлинения ТВЭЛов,

•разброс усилий защемления ТВЭЛов в дистанционирующей решетке (ДР),

•значительные осевые усилия, действующие на ТВС от прижимных пружин,

•сильная зависимость устойчивости ТВС без чехла от жесткости пучка ТВЭЛов, которая определяется величиной натяга в системе "ТВЭЛ-ячейка ДР" и снижается в процессе работы ТВС изза "усыхания" ТВЭЛов.

При разработке концепции альтернативной ТВС главное внимание было направлено на сведение к минимуму отрицательных последствий термомеханического и радиационного воздействия на геометрическую стабильность ТВСА. Предлагаемая конструкция альтернативной сборки занимает в определенной степени промежуточное положение между чехловыми ТВС реактора ВВЭР-1000

100