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

Оптимизация технических решений по системам безопасности:

•модернизация структуры систем безопасности в направлении оптимизации сочетания активного и пассивного принципов;

•проработка вариантов общестанционных систем безопасности (например, систем, обслуживающих 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 (уменьшение 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

сизменением 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 мес.).

•повышение показателей использования принципа внутренней самозащищенности РУ за счет соответствующих изменений конст-

111

рукции 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, использование концепции удержания расплава внутри корпуса реактора);

•применение для используемого оборудования РУ сталей, которые позволят повысить его срок службы более 60 лет;

•использованиеконцепции обслуживания топлива при работе реактора на мощности (увеличение КИУМ и т.д.).

Активная зона требует:

•усовершенствования конструкции активной зоны, направленного на увеличение загрузки топлива на 16–18 % по сравнению

сРУ 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.);

•улучшения конструкции активной зоны, направленного на увеличение запасов по теплотехнической надежности ее охлаждения (интенсификация внутри- 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.);

•изучения возможности и достижения экономического эффекта при использовании «тонких» твэлов и «керметного» топлива, применении сорбента в газовом зазоре, использовании «грязного» (регенерированного) МОХ-топлива;

•проработки вариантов, исключающих объемное кипение в

ТВС;

•применения 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 уменьшит размеры ЗО. Однако реализация данного проекта требует более значительного объема НИОКР.

112

Список рекомендуемой литературы

1.Общие положения обеспечения безопасности атомных электростанций при проектировании, строительства и эксплуатации, ОПБ-73. М.: Атомиздат, 1973.

2.Правила ядерной безопасности атомных электростанций,

ПБЯ-04-74. М.: Атомиздат, 1976.

3.ГАН РФ. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций, ОПБ-88/97, ПН АЭ Г-01-011-97. М.: Госатомнадзор, 1997.

4.ГАН РФ. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций, ПБЯ РУ АС-89. М.: Госатомнадзор, 1990.

5.Справочник по ядерной технологии / Под ред. В.А. Легасова. М.: Энергоатомиздат, 1989.

6.Концепция физической защиты атомных электростанций,

МАЭ РФ, 1974.

7.Клемин А.И., Стригулин М.Н. Некоторые вопросы надежности ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1968.

8.Филипчук Е.В., Потапенко П.Т., Постников В.В. Управление нейтронным полем ядерного реактора. М.: Энергоатомиздат, 1981.

9.ВВЭР-1000: физические основы эксплуатации, ядерное топливо, безопасность./ А.М. Афров, С.А. Андрушечко, В.Ф. Украинцев и др. М.: Университетская книга, Логос, 2006.

10.Будов В.М., Фарафонов В.А. Конструирование основного оборудования АЭС: Учебное пособие для вузов. М.: Энергоатомиз-

дат, 1985.

11.Денисов В.П., Драгунов Ю.Г. Реакторные установки ВВЭР для атомных электростанций. М.: ИздАТ, 2002.

12.WWER-1000/V-392 (Atomnergoproject/Gidropress, Russian Federation), IAEA-TECDOC-1391, May 2004.

13.WWER-1500/V-448 reactor plant (Gidropress, Russian Federation) IAEA-TECDOC-1391, May 2004.

14.Рыжов С.Б., Мохов В.А., Щекин И.Г. Реакторная установка для головных блоков АЭС-2006 // Международная выставка по энергетике POWER-GEN India & Central Asia, Нью Дели, Индия, 3– 5 апреля 2008 г.

113

15. Развитие технологии ВВЭР в рамках Федеральной Целевой Программы «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007 – 2010 годы и на перспективу до 2015 года» / Ры-

жов С.Б., Мохов В.А., Щекин И.Г., Чуркин А.Н. // 6-я Международ-

ная научно-техническая конференция «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики». Тезисы докладов. М.: Росэнергоатом, 2008. С.18–19.

114

Сергей Терентьевич Лескин Виктор Иванович Слободчук Алексей Сергеевич Шелегов

ФИЗИЧЕСКИЕ ОСОБЕННОСТИ И КОНСТРУКЦИЯ РЕАКТОРА ВВЭР-1000

Учебное пособие

Редактор Е.Г. Станкевич

Оригинал-макет подготовлен С.В. Тялиной

Подписано в печать 15.12.2010. Формат 60х84 1/16 Уч.-изд.л. 6,0. Печ.л. 6,0. Тираж 135 экз.

Изд. № 2/4/93. Заказ № 37

Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ». 115409, Москва, Каширское шоссе, 31.

ООО «Полиграфический комплекс «Курчатовский». 144000, Московская область, г. Электросталь, ул. Красная, д. 42