АЭС-2006
.pdf
Ядерный остров
Реакторная установка
В проекте НВАЭС-2 используется реакторная установка (РУ) В-392М, включающая в себя реактор, парогенераторы, главные циркуляционные насосные агрегаты, компенсатор давления, главные циркуляционные трубопроводы, емкости системы аварийного залива активной зоны..
По сравнению с РУ В-320 (проект «АЭС У-87») в проект РУ В-392М внесен ряд конструктивных усовершенствований:
•улучшены ядерно-физические свойства активной зоны реактора благодаря переходу на уран-гадолиниевое топливо, при этом возможность использования существующего топлива сохранена;
•обеспечены отрицательные коэффициенты реактивности в более широком диапазоне технологических пара-
метров;
•применены новые системы контроля и диагностики оборудования, трубопроводов первого контура и арматуры;
•усовершенствованы системы нейтронного и радиационного контроля за состоянием активной зоны реактора;
•продлен срок службы основного оборудования РУ до 60 лет;
•увеличена максимальная величина выгорания топлива до 70 МВт-сут/кгU;
•снижена длительность простоев и повышен коэффициент использования установленной мощности (КИУМ)..
Основные характеристики реакторной установки В-392М
Мощность тепловая реактора |
3212 МВт |
|
Давление генерируемого пара при номинальной нагрузке на выходе из |
7,0 МПа |
|
коллектора ПГ |
||
|
||
Время нахождения (кампания) топлива в активной зоне |
3–4 года |
|
Глубина выгорания топлива максимальная (в стационарном топливном |
До 70 МВт-сут/кгU |
|
цикле) |
||
|
||
Срок службы оборудования РУ |
60 лет |
|
Давление (номинальное) на выходе из активной зоны |
16,2 МПа |
|
Температура теплоносителя на выходе из активной зоны |
329,7 °С |
|
Температура теплоносителя на входе в активную зону, |
298,6 °С |
|
Расход теплоносителя через реактор |
85600 м3/ч |
|
Количество органов регулирования СУЗ |
121 шт.. |
|
Тип парогенератора |
ПГВ-1000 МКП |
|
Паропроизводительность парогенератора в номинальном режиме |
1600 т/ч |
|
Наружный диаметр корпуса парогенератора (центральная часть) |
4,29 м |
|
Тип главного циркуляционного насосного агрегата (ГЦНА) |
ГЦНА-1391 |
|
Подача ГЦНА |
22000 м3/ч |
|
Напор ГЦНА |
0,59 МПа |
Реактор
Реактор представляет собой вертикальный цилиндрический сосуд, внутри которого в специальной стальной шахте размещается активная зона, состоящая из 163 тепловыделяющих сборок (ТВС).. Каждая ТВС содержит тепловыделяющие элементы (твэлы) и каналы для поглощающих стержней системы управления и защиты (ПС СУЗ)..
В РУ В-392М применены ТВС нового поколения (ТВС-2), отличающиеся повышенной стойкостью к изменению формы при больших выгораниях урана в ядерном топливе..
ГЦНА
Главный циркуляционный насосный агрегат представляет собой вертикальный центробежный одноступенчатый насосный агрегат ГЦНА-1391, состоящий из корпуса, выемной части, электродвигателя, верхней и нижней проставок, опор и вспомогательных систем..
Парогенератор
Парогенератор представляет собой теплообменный аппарат, в котором горизонтально расположенные теплообменные трубки полностью погружены в теплоноситель второго контура.. Внутри теплообменных трубок циркулирует теплоноситель первого контура..
Ядерный частьРеакторнаяостров
11
Системы безопасности
Целевые ориентиры при проектировании систем безопасности:
•Качественные показатели безопасности:
––гибридность систем безопасности (функции безопасности должны выполняться как активными, так
ипассивными элементами безопасности);
•Количественные показатели безопасности:
––расчетные значения вероятности тяжелого повреждения активной зоны реактора по всем исходным событиям – не более 10-6 за реактор-год;
––расчетная вероятность серьезных чрезвычайных ситуаций с выходом радиоактивности в окружающую среду – не более 10-7 за реактор-год..
•Минимальное влияние человеческого фактора (ошибки, ошибочные решения, бездействие персонала) на показатели безопасности..
• Минимальное влияние отказов обеспечивающих и управляющих систем безопасности (обесточивания в энергосистеме, отказ источников охлаждающей воды) на показатели безопасности..
• Экономическая конкурентоспособность проекта..
Проект систем безопасности НВАЭС-2 базируется на следующих основных принципах:
•принцип избыточности;
•принцип разнообразия;
•принцип безопасного совмещения функций;
•принцип использования атмосферы в качестве непосредственного конечного поглотителя тепла..
Полная реализация этих принципов позволила значительно снизить вероятность возникновения чрезвычайных ситуаций при потере внешнего электроснабжения, отказах аварийного электроснабжения и природных катаклизмах, приводящих к длительной потере внешней водной среды как конечного поглотителя тепла..
Инновации
Пассивные технологии
•В состав систем безопасности входят новые пассивные технологии:
•система пассивного отвода тепла;
•пассивный залив активной зоны (гидроемкости первой и второй ступени);
•система пассивной фильтрации межоболочечного пространства;
Безопасность НВАЭС-2 обеспечивается широко приме- • пассивная локализация и удержание расплавленных няемой в мире концепцией глубоко эшелонированной материалов активной зоны (кориума)..
защиты..
Система пассивного отвода тепла (СПОТ) обеспечивает длительный отвод остаточных тепловыделений активной зоны реактора в условиях отсутствия всех источников электроснабжения (рис.. 6)..
Рис. 6. Система пассивного отвода тепла
Реакторная часть Ядерный остров
12
СПОТ работает во всех режимах эксплуатации АЭС как автономно, так и в сочетании с другими системами нормальной эксплуатации и системами безопасности..
Система пассивного отвода тепла состоит из четырех независимых контуров естественной циркуляции, подключенных к парогенераторам со стороны второго контура — по одному на каждый парогенератор.. Каждый контур включает в себя теплообменные модули, трубопроводы пароконденсатного тракта, соединяющие теплообменные модули с парогенератором, воздуховоды, подводящие воздух окружающей среды и отводящие нагретый воздух от теплообменных модулей, пассивные устройства прямого действия, регулирующие расход воздуха..
Система гидроемкостей первой ступени обеспечивает экстренную подачу раствора борной кислоты в активную зону реактора при течах теплоносителя из первого контура через разрывы большого сечения..
Система гидроемкостей второй ступени обеспечивает подачу раствора борной кислоты в активную зону реактора при падении давления в первом контуре ниже 1,5 МПа..
Система гидроемкостей первой и второй ступени представлена на рис.. 7..
Рис. 7. Гидроемкости первой и второй ступени
Реакторная часть Ядерный остров
13
|
Система пассивной фильтрации межоболочечного пространства предназначена для организованного удаления |
|
|
парогазовой смеси из межоболочечного пространства (МОП) при потере всех источников переменного тока (рис. 8).. |
|
|
Позволяет исключить выход радиоактивности из МОП в окружающую среду через наружную защитную оболочку |
|
|
в любых ситуациях, связанных с отказом активной системы спецвентиляции МОП.. |
|
|
Рис. 8. Система пассивной фильтрации межоболочечного пространства |
|
|
Устройство локализации и удержания расплавленной |
Устройство локализации расплава активной зоны пред- |
|
активной зоны (кориума) (рис.. 9) предназначено для: |
ставляет собой корпус, установленный на опорах на дне |
|
• приема и размещения расплава, твердых фрагментов |
бетонной шахты реактора.. Корпус наполнен неметалли- |
|
активной зоны и конструкционных материалов реакто- |
ческими материалами (специальные цементы, оксиды |
|
ра (кориума); |
и пр..), которые в результате перемешивания с расплавом |
|
• устойчивого отвода тепла от кориума к охлаждающей |
активной зоны обеспечивают равномерное размещение |
|
воде; |
расплава в наполнителе корпуса устройства.. |
|
|
|
|
• исключения выхода радиоактивности за границы зоны |
Устройство способно удерживать кориум и отводить от |
|
локализации; |
него тепло неограниченно длительное время.. |
|
• исключения самопроизвольной цепной реакции в кори- |
|
|
уме; |
|
Реакторная часть |
• минимизации выноса радиоактивных веществ и водо- |
|
рода в пространство герметичной оболочки.. |
|
|
Ядерный остров |
|
|
|
14 |
|
Рис. 9. Устройство локализации расплава активной зоны |
|
|
|
Активные технологии |
Кроме того, система выполняет следующие функции нор- |
|
|
Система аварийного и планового расхолаживания |
мальной эксплуатации: |
|
|
первого контура и охлаждения бассейна выдержки |
• плановое расхолаживание первого контура во время |
|
|
(рис.. 10) предназначена для выполнения следующих фун- |
останова реакторной установки и отвод остаточных |
|
|
кций безопасности: |
тепловыделений при проведении перегрузки активной |
|
|
• подачи воды в активную зону реактора в режимах, свя- |
зоны; |
|
|
занных с разуплотнением первого контура; |
• отвод тепла от бассейна выдержки.. |
|
|
• обеспечения аварийного отвода тепла, поступившего |
|
|
|
в пространство защитной оболочки, к промежуточному |
|
|
|
контуру для последующей передачи этого тепла конеч- |
|
|
|
ному поглотителю; |
|
|
|
• охлаждения активной зоны реактора и последующего |
часть |
|
|
длительного отвода остаточных тепловыделений при |
|
||
чрезвычайных ситуациях; |
|
||
• подачи воды в бассейн выдержки для обеспечения |
|
||
охлаждения топлива в режиме кипения.. |
Ядерный остров |
||
Реакторная |
|||
|
|||
|
15 |
|
|
Рис. 10. Система аварийного и планового расхолаживания первого контура и охлаждения бассейна выдержки |
|
Защитная система аварийного расхолаживания парогенераторов (рис.. 11) обеспечивает отвод остаточных |
|
тепловыделений активной зоны реактора и расхолаживание реакторной установки при обесточивании или потере |
|
возможности нормального отвода тепла по второму контуру, включая течи паропроводов и питательных трубопрово- |
|
дов ПГ, а также при разуплотнении первого контура.. |
|
Рис. 11. Схема аварийного расхолаживания одного парогенератора |
Реакторная часть |
Ядерный остров |
|
16 |
Турбогенераторная часть
Турбоустановка
Паровая конденсационная модифицированная турбоустановка К-1200-6,8/50 с промежуточной сепарацией и двухступенчатым перегревом пара, рабочей частотой вращения 50 с-1 предназначена для непосредственного привода основного генератора переменного тока типа ТЗВ-12002У3, монтируемого на общем фундаменте с турбиной..
Конструктивная схема турбины: 2ЦНД+ЦВД +2ЦНД..
Вспомогательные системы
Система главных паропроводов
Система главных паропроводов осуществляет подачу острого пара, генерируемого в парогенераторах реакторной установки к турбине..
В состав системы главных паропроводов входят паропроводы высокого давления, импульсно-предохранительные устройства парогенераторов (ИПУ ПГ), быстродействующие запорно-отсечные клапаны (БЗОК) с управляющей арматурой, отсечная электроприводная арматура и быстродействующие редукционные установки (БРУ).. БРУ обеспечивают сброс острого пара в атмосферу (БРУ-А), в конденсаторы турбины (БРУ-К), а также снижение параметров острого пара до параметров «собственных нужд» (БРУ-СН).. Кроме того, на каждом паропроводе высокого давления перед стопорно-регулирующими клапанами турбины устанавливается главная паровая задвижка..
Конденсационная установка
Конденсационная установка обеспечивает конденсацию отработанного в основной турбине пара и поддержание необходимого разрежения на выходе турбины.. Она включает в себя главный конденсатор и вспомогательные подсистемы..
Главный конденсатор турбины состоит из четырех (по числу цилиндров низкого давления) двухпоточных одноходовых (по охлаждающей воде) теплообменников, охлаждающие трубки которых расположены перпендикулярно к оси турбины..
Теплообменники объединены в две конденсаторные группы (по два теплообменника в каждой) вдоль вала турбоагрегата – до и после ЦВД (рис.. 12)..
Двухпоточная конструкция каждого теплообменника позволяет осуществить отключение одного из потоков охлаждающей воды на работающей турбине для определения присосов охлаждающей воды, глушения поврежденных трубок или очистки трубок..
Каждый теплообменник представляет собой рекуператор поверхностного типа.. Теплопередающая поверхность образована титановыми трубками, размещенными в паровом пространстве.. По трубкам циркулирует сетевая вода, охлаждаемая в градирнях..
Удаление неконденсируемых газов из главного конденсатора, необходимое для предотвращения ухудшения вакуума, осуществляется специальными водокольцевыми вакуумными насосами..
Рис. 12. Схема расположения корпусов конденсатора
Система основного конденсата
Система основного конденсата состоит из двух групп конденсатных насосов: насосов первой ступени и насосов второй ступени.. Каждая группа состоит из трех насосов: два – рабочих, третий – резервный..
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Система регенеративного подогрева |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Система регенеративного подогрева обеспечивает подо- |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
грев питательной воды до 220°С.. |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Состоит из четырех подогревателей низкого давления |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
ПНД-1 – ПНД-4, обеспечивающих подогрев основного |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
конденсата, и двух подогревателей высокого давления |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
ПВД-5 – ПВД-6, обеспечивающих подогрев питательной |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
воды.. К этой системе относятся сливные насосы, трубо- |
А – подвод охлаждающей воды |
|
|
|
|
проводы и арматура.. |
|||||||||||
|
|
|
|
Система питательной воды |
||||||||||||
В – слив охлаждающей воды |
|
|
|
|
||||||||||||
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Система питательной воды состоит из деаэратора, пяти |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
основных питательных электронасосов, двух вспомога- |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
тельных питательных насосов, арматуры и трубопрово- |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
дов.. |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
Предназначена для деаэрации основного конденсата |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
и подпиточной воды и подачи питательной воды в паро- |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
генераторы реакторной установки во всех режимах нор- |
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
|
мальной эксплуатации.. |
Традиционный частьТурбогенераторнаяостров
17
Теплофикационная часть
Теплофикационная часть энергоблока предназначена для снабжения тепловой энергией потребителей как на самой площадке АЭС, так и в регионе ее расположения..
Представляет собой изолированный от энергоблока по воде (сетевой воде) самостоятельный циркуляционный контур, являющийся третьим изолированным контуром на пути передачи тепловой энергии от активной зоны реактора к распределительной сети тепловых потребителей..
Теплофикационная часть включает в себя трубопроводы подачи пара от теплофикационных отборов турбины к сетевым подогревателям; сетевые подогреватели, в которых осуществляется нагрев сетевой воды; сетевые насосы, подающие горячую сетевую воду в районные пункты теплоснабжения; прямые и обратные сетевые трубопроводы; регулирующую и запорную арматуру; соответствующие контрольно-измерительные приборы и средства автоматизации..
Турбинная установка способна обеспечить подачу тепла до 300 МВт..
Главная электрическая схема
Теплофикационная часть
18
Электротехническая часть
Основной турбогенератор
В проекте НВАЭС-2 применен турбогенератор типа ТЗВ-120092АУ3 с полным водяным охлаждением..
«Самонапорная» система охлаждения ротора, в которой отсутствуют гидравлические связи обмотки ротора с валом является основной особенностью конструкции турбогенераторов типа Т3В..
Также в турбогенераторах типа Т3В применены плоские силуминовые охладители в виде сегментов с залитыми в них змеевиками из нержавеющей стальной трубки для охлаждения активной стали сердечника статора.. Такая конструкция, кроме эффективного охлаждения, обеспечивает высокую плотность и стабильность прессованного сердечника, исключает возможность местного передавливания изоляционного покрытия листов активной стали, наблюдающегося в турбогенераторах с газовым охлаждением традиционного исполнения..
Принципиальная схема электрической части энергоблока представлена на рис.. 13..
Схема собственных нужд
Рис. 13. Принципиальная схема электрической части энергоблока
По бесперебойности электроснабжения потребители собственных нужд разделяются на следующие группы:
•первая группа — потребители постоянного и переменного тока, не допускающие перерывы электроснабжения более чем на 20 мс во всех режимах, включая режим полного исчезновения напряжения переменного тока;
•вторая группа — потребители переменного тока, допускающие перерывы питания на время, определяемое условиями безопасности или сохранности оборудования.. Для систем безопасности потребители второй группы требуют обязательного наличия питания после срабатывания АЗ реактора;
•третья группа — потребители, допускающие перерыв электроснабжения на время автоматического перевода на резервный источник и не требующие обязательного наличия электроснабжения после срабатывания A3 реактора..
На энергоблоке предусматриваются следующие системы электроснабжения собственных нужд:
•система нормального электроснабжения (СНЭ);
•система аварийного электроснабжения (САЭ)..
Электротехническая часть
19
Принципиальная схема собственных нужд энергоблока представлена на рис.. 14..
Рис. 14. Принципиальная схема собственных нужд энергоблока
Электротехническая часть
20