Добавил:
okley
Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз:
Предмет:
Файл:Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс) / 177_Атомные электростанции с реакторами типа ВВЭР_PWR
.pdf
Глава 1. Атомная энергетика
100
в активную зону, объем замедлителя в начале кампании меньше, поэтому
спектр нейтронов в активной зоне более жесткий. Это приводит к сниже-
нию сечения деления нечетных делящихся изотопов и увеличению сече-
ния резонансного захвата изотопа
238
U. Оба эффекта приводят к снижению
размножающих свойств активной зоны и росту накопления делящегося
239
Pu, что экономит делящийся материал в ежегодной загрузке топлива.
Дополнительный эффект ужесточения спектра – увеличение доли делений
на изотопе
238
U. При извлечении вытеснителей спектр из жесткой области
смещается в тепловую, что приводит к росту реактивности.
Использование вытеснителей для регулирования реактивности в про-
цессе выгорания позволяет отказаться от использования борного регули-
рования в процессе работы реактора на мощности. Однако полный отказ
от борного регулирования в реакторах типа ВВЭР сложно реализуем, так как
в соответствии с требованиями безопасности необходимы две независимые
системы, основанные на разных физических принципах, обеспечивающие
перевод и удержание реактора в подкритическом состоянии.
Разработчики считают, что ВВЭР-С — это эволюция технологии ВВЭР,
нацеленная на переход от открытого к замкнутому ядерному топливно-
му циклу и эффективную работу в двухкомпонентной ядерной энергети-
ке. ВВЭР-С будет пущен на обычном оксидном урановом топливе, а если
использование уран-плутониевого МОКС-топлива станет экономически
целесообразным, активная зона ВВЭР-С может быть полностью заполне-
на уран-плутониевом топливом, что позволит станциям с этой реакторной
установкой наиболее эффективно вписаться в концепцию двухкомпонент-
ной энергетики.
Для размещения первого энергоблока с реакторной установкой ВВЭР-С
была выбрана Кольская АЭС, в качестве замещающих мощностей вы-
водимых из эксплуатации энергоблоков ВВЭР-440 первого поколения.
В соответствии с действующей Генеральной схемой размещения объектов
электроэнергетики в Российской Федерации, блок с ВВЭР-С может быть
построен до 2035 года, если будут обоснованы проектные технические ре-
шения. На Кольской АЭС, как планируется, будут апробированы техноло-
гические решения и доказана работоспособность блока с новой реакторной
установкой.
Проект РУ В-478. ВВЭР-300
Проект двухпетлевой РУ с ВВЭР-300 разрабатывается как эволюцион-
ный проект, базирующийся на технических решениях по оборудованию
предшествующих проектов РУ с ВВЭР. В качестве референтного проекта
применен проект В-407.
В основу проекта положены следующие концептуальные положения:
• проект разрабатывается для регионов, имеющих электрические сети
малой мощности;
1.6. Ретроспективный анализ развития технологии ВВЭР и PWR
101
• основное оборудование петель (ПГ, ГЦНА, ГЦТ) по конструкции, ма-
териалам, теплотехническим параметрам максимально унифицирова-
но с аналогичным оборудованием, применяемым в проекте ВВЭР-640
(В-407);
• активная зона на базе ТВС-2;
• удержание расплава активной зоны при тяжелых авариях внутри кор-
пуса реактора за счет охлаждения корпуса снаружи;
• локализация течи из первого контура во второй без радиоактивных
выбросов в атмосферу.
Основные параметры проекта В-478, проектные характеристики и целе-
вые показатели приведены в табл. 1.31.
Стадия разработки проекта – технические предложения.
1.31. Перечень параметров, характеристик ицелевых показателей
проекта В-478
Установленная номинальная мощность энергоблока, МВт 300
Номинальная тепловая мощность реактора, МВт 850
Давление теплоносителя первого контура, МПа 15,7–16,2
Давление пара впарогенераторах, МПа 7,0
Температура теплоносителя навходе вреактор приработе
наноминальной мощности, °С
294–296
Коэффициент полезного действия, нетто,% 35,3
Время эффективного действия пассивных систем безопасности
иуправления авариями без вмешательства оператора
ипотребности вэлектроэнергии, час, неменее
72
Проект ВВЭР-СКД (со сверхкритическим давлением теплоносителя)
В федеральной целевой программе «Развитие атомного энергопромыш-
ленного комплекса России на 2007–2010 годы и на перспективу до 2015 года»
был намечен переход к инновационным технологиям развития атомной
энергетики (направление 4 ФЦП). Среди инновационных проектов между-
народным форумом «Генерация IV» рассматриваются 6 систем, пригодных
для коммерческого использования к 2030 году. Среди этих разработок си-
стема SCWR с реактором, охлаждаемым водой сверхкритического давления.
ОКБ «ГИДРОПРЕСС» с ГНЦ РФ – ФЭИ и РНЦ «Курчатовский инсти-
тут» в 2006 г. возобновили работы по разработке концепции инновацион-
ной РУ с корпусным легководным реактором сверхкритического давления
ВВЭР-СКД.
Глава 1. Атомная энергетика
102
Сформулированы основные целевые показатели АЭС с ВВЭР-СКД,
ориентированную на применение в замкнутом топливном цикле:
• сохранение достигнутого уровня по надежности и безопасности эво-
люционных проектов ВВЭР поколения III+;
• коэффициент полезного действия примерно 45%;
• коэффициент воспроизводства топлива более 0,8;
• максимальное использование освоенной технологии ВВЭР и котло-
турбинных установок со сверхкритическими и суперкритическими
параметрами.
Работы над подобными проектами начались еще в 1980-х годах. В 1984 г.
были выполнены эскизные проработки корпусного пароводяного реакто-
ра на быстрых нейтронах (совместная работа РНЦ «Курчатовский инсти-
тут» и ОКБ «ГИДРОПРЕСС»). В 1990 г. предложена концепция корпусного
реактора с естественной циркуляцией теплоносителя сверхкритического
давления в первом контуре и изменением спектра нейтронов в процессе
кампании ВВЭР-СКД-И (совместная работа РНЦ «Курчатовский институт»
и ОКБ «ГИДРОПРЕСС»). Данный проект предусматривал размещение ПГ
в корпусе реактора (интегральная компоновка).
В 2006–2007 г. была предложена концепция корпусного реактора для
одноконтурной установки со сверхкритическим давлением теплоносителя
ВВЭР-СКД. Был рассмотрен реактор с быстрорезонансным спектром ней-
тронов (совместная работа ГНЦ РФ – ФЭИ и ОКБ «ГИДРОПРЕСС»), а так-
же с тепловым спектром нейтронов (совместная работа ГНЦ РФ – ФЭИ,
РНЦ «Курчатовский институт» и ОКБ «ГИДРОПРЕСС»).
Атомные станции малой мощности (АСММ) — одно из перспективных
направлений деятельности Госкорпорации «Росатом».
Они предназначены для удаленных районов с неразвитой сетевой ин-
фраструктурой, в которых нецелесообразно сооружение более мощных АЭС.
Согласно определению МАГАТЭ, к атомным станциям малой мощно-
сти относятся станции с реакторными установками единичной мощностью
менее 300 МВт(э).
Примерно в середине 1980-х годов зародилась альтернативная тенден-
ция, которая способствовала разработке в некоторых странах реакторных
установок целенаправленно малой мощности для использования в тех сег-
ментах энергетического рынка, где АЭС с реакторами большой единичной
мощности использованы быть не могут.
АСММ могут быть использованы в регионах с малой мощностью элек-
трических сетей, в удаленных и труднодоступных районах, а также там, где
1.6. Ретроспективный анализ развития технологии ВВЭР и PWR
103
помимо электроэнергии требуются другие энергопродукты, такие как бы-
товое или промышленное тепло, пресная вода или перспективные энерго-
носители (например, синтетическое топливо или водород). Производство
таких энергопродуктов может быть эффективно обеспечено АСММ, рабо-
тающими в режиме когенерации.
КЛТ-40С
Разработка первых реакторов серии КЛТ-40 началась еще в период
СССР. В основу серии легли более ранние проекты судовых водо-водяных
реакторов ОК-900 и ОК-900А. Первый реактор КЛТ-40 был установлен на
лихтеровозе «Севморпуть». После этого модернизированная версия РУ с ре-
актором КЛТ-40М была реализована на ледоколах «Таймыр» и «Вайгач».
Немного позднее начались разработки концепций АЭС малой мощно-
сти, их усиленное развитие пришлось на 1990-е и 2000-е годы.
В итоге в 2007 году было заложено строительство плавучей АЭС
«Академик Ломоносов» (ПАТЭС).
ПАТЭС «Академик Ломоносов» (ПЭБ «Академик Ломоносов») — это
головной проект серии мобильных транспортабельных энергоблоков малой
мощности, не является самоходным судном. Он представляет собой новый
класс энергоисточников на базе российских технологий атомного судостро-
ения.
Станция включает две РУ проекта 20870 КЛТ-40С и две турбины.
Вместе они способны обеспечивать в номинальном режиме выдачу в бе-
реговые сети 70 МВт электроэнергии и до 50 Гкал/ч тепловой энергии для
нагрева теплофикационной воды. Электрическая мощность, выдаваемая
в береговую сеть без потребления берегом тепловой энергии, составляет
около 76 МВт.
КЛТ-40С (рис. 1.20, 1.21) является последним и самым совершенным
представителем серии. Его технические решения основываются на большом
опыте эксплуатации предыдущих реакторов. РУ включает как активные, так
и пассивные системы безопасности, 5 барьеров защиты, гермооболочку с си-
стемами снижения давления под ней в аварийных ситуациях. Конструкция
корпуса реактора в целом аналогична ВВЭР. РУ имеет 4 петли, в состав ко-
торых входят ПГ и ГЦН. Максимальная проектная авария – гильотинный
разрыв ГЦТ. Важным моментом является возможность естественной цир-
куляции теплоносителя в аварийных ситуациях. Численность персонала со-
ставляет около 100 человек.
КЛТ-40С имеет и ряд отличий от предыдущих проектов. Наиболее важ-
ным из них видится изменение обогащения топлива. Если в КЛТ-40 обо-
гащение составляло около 40%, то в КЛТ-40С — менее 20. Характеристики
КЛТ-40С представлены в табл. 1.32.
Глава 1. Атомная энергетика
104
Головной энергоблок ПАТЭС «Академик Ломоносов» был введен в про-
мышленную эксплуатацию в 2020 году в городе Певек. Это самая северная
АЭС в мире и первая в мире плавучая атомная электростанция.
С экономической точки зрения, плавучие АЭС малой мощности прои-
грывают своим традиционным аналогам. Тем не менее возведение АЭС в ус-
ловиях Крайнего Севера значительно труднее и дороже, что и обуславливает
предпочтение именно маломощных проектов, которые можно просто «до-
ставить» на нужное место расположения.
КЛТ-40С лег в основу разработки нового поколения корабельных реак-
торов РИТМ-200.
9
8
4
3
5
1
2
10
7
6
. 1.20. Реакторная установка КЛТ-40С.
1 – реактор; 2 – парогенератор; 3 – главный циркуляционный насос; 4 – приводы СУЗ;
5 – компенсатор давления; 6, 7 – гидроемкости; 8 – паропроводы; 9 – арматура лока-
лизующая; 10 – теплообменник 1–2 контуров
1.6. Ретроспективный анализ развития технологии ВВЭР и PWR
105
1
2
3
4
7074
7247
3680
. 1.21. Интегральный парогенерирующий блок РУ КЛТ-40С.
1 – гидрокамера; 2 – циркуляционный насос первого контура; 3 – реактор; 4 – паро-
генератор
1.32. Характеристики КЛТ-40С
Обогащение, % 18,6
Число ТВС 121
Температура первого контура на входе/выходе из активной зоны 280/316 °С
Давление первого контура, МПа 12,7
Тепловая/электрическая мощность, МВт 150/38,5
Глава 1. Атомная энергетика
106
РИТМ-200Н
В настоящее время основным направлением создания АСММ в России
рассматривается разработка линейки энергоисточников малой мощности
на базе РУ РИТМ-200. РУ РИТМ-200 разработана для универсальных атом-
ных ледоколов (УАЛ).
По состоянию на 11.03.2025 12 РУ серии РИТМ-200 предусмотре-
ны на шести УАЛ «Арктика», «Сибирь», «Урал», «Якутия», «Ленинград»
и «Чукотка». Атомные ледоколы «Ленинград» и «Чукотка» находятся в ста-
дии строительства, остальные приняты в эксплуатацию.
РУ типа РИТМ-200 могут применяться в составе одно- или двухблочных
АСММ как наземного, так и плавучего исполнения. АСММ с одной или
двумя РУ мощностью ~50 МВт(э) каждая могут использоваться для энерго-
снабжения промышленных узлов и городов в районах децентрализованного
энергоснабжения.
Существует несколько проектов РИТМ, находящихся в разной стадии
разработки и реализации, предназначенные для различных целей (табл. 1.33).
Унифицированные технические решения РУ РИТМ-200 для УАЛ ис-
пользуются в проектах:
• пилотной наземной АСММ с РУ РИТМ-200Н;
• модернизированных плавучих энергоблоков (МПЭБ) с РУ РИТМ-
200С;
• перспективного оптимизированного плавучего энергоблока с РУ
РИТМ-200М.
1.33. Характеристики РУ проекта РИТМ
-
200
-
200
-
200
-
200
-
400
-
400
Мощность РУ, МВт 175 198 190 198 315 340
Интервал между
перегрузками
активной зоны, лет
7,7 6,4 6 9 5,7 6,5
Реализация УАЛ УАЛ АСММ
Якутия
ОПЭБ Атомный
ледокол
«Лидер»
ПЭБ
КИУМ 0,38 0,72 0,8 0,7 0,38 0,7
Обогащение Менее 20%
: УАЛ – универсальные атомные ледоколы; МПЭБ – модернизированные плавучие
энергоблоки; ОПЭБ – перспективный плавучий энергоблок.
1.6. Ретроспективный анализ развития технологии ВВЭР и PWR
107
РИТМ-200Н единственный реактор серии, предназначенный для раз-
мещения на суше в составе атомной станции малой мощности. Активная
зона интегрального реактора состоит из 199 ТВС. Высота активной зоны со-
ставляет 1650 мм. Топливо обогащением менее 20% из интерметаллида (ме-
таллокерамики). Основные технические характеристики РУ представлены
в табл. 1.34.
Основными чертами проекта РИТМ-200Н являются:
• интегральный водо-водяной реактор (во многом, но не во всем анало-
гичный КЛТ-40С);
• прямоточные титановые ПГ внутри реактора;
• использование бака МВЗ;
• ГЦН в гидрокамерах, расположенные на патрубках реактора;
• стальная защитная оболочка;
• отсутствие борного регулирования и высокая маневренность;
• «судовая» технология обращения с ядерным топливом.
1.34. Основные технические характеристики РУ РИТМ-200Н
Тепловая мощность, МВт 190
Паропроизводительность, т/ч 305
Температура на выходе из активной зоны, °С 321
Давление в первом контуре, МПа 15,7
Расход теплоносителя первого контура, т/ч 3250
Давление пара за ПГ, МПа 3,82
Температура 2-го контура на входе/выходе из ПГ 170/295
Основным элементом реакторной установки является интегральный реак-
тор (ИР). ИР включает в себя активную зону, кассеты парогенератора, а также
конструктивные элементы, обеспечивающие работу активной зоны и форми-
рующие основной циркуляционный тракт первого контура (рис. 1.22).
В корпусе интегрального реактора размещаются четыре ПГ, каждый
состоит из трех кассет, объединенных между собой по питательной воде
и пару. Кассета ПГ представляет собой прямоточный, вертикальный, пря-
мотрубный теплообменник поверхностного типа.
В гидрокамеры устанавливаются главные циркуляционные насосы с кла-
панными коробками. Каждая гидрокамера соединяется с корпусом реактора
при помощи коротких патрубков (главных), выполненных по типу «труба
в трубе». На крышке реактора размещены приводы СУЗ, в том числе приво-
ды, перемещающие компенсирующие группы рабочих органов, и приводы
АЗ, обеспечивающие ввод в активную зону стержней аварийной защиты.
Глава 1. Атомная энергетика
108
Интегральный реактор РИТМ-200Н по сравнению с парогенерирую-
щим блоком РИТМ-200 имеет некоторые отличия:
• увеличена высота корпуса и внутрикорусных устройств в связи увели-
чением высоты кассет ПГ и увеличением высоты ТВС;
• увеличена толщина корпуса в районе активной зоны и главных па-
трубков для увеличения срока службы корпуса;
• в корпусе реактора размещены комплекты образцов-свидетелей для
обеспечения эксплуатационного контроля металла корпуса напротив
активной зоны;
• увеличено количество средств измерений.
1
7
8
6
5
1
2
3
4
. 1.22. Интегральный реактор РИТМ-200Н.
1 – активная зона; 2, 8 – центральные насосы первого контура (ГЦН); 3 – кассета ПГ;
4, 5, 6 – приводы СУЗ; 7 – парогенератор
1.6. Ретроспективный анализ развития технологии ВВЭР и PWR
109
— насос
;
ТК — технологический конденсато
р
;
—
теплообменник
расхолаживания через
ТК
№
1
К
онденсатны
й
н
асос
ТК
П
одпитка
Т
К
Бак
р
асхолаживания че
р
ез ТК №2
К
онденсатный
н
асос
Т
П
о
д
питка
ТК
Б
а
к
К
анал
№
2
р
асхолаживания
через
с
и
с
т
е
м
у
о
чи
с
тки и
рас
х
о
л
а
жи
ва
ния п
ерво
г
о
ко
нт
ура
К
анал
№
1
р
асхолаживания
ч
ерез
с
и
с
т
е
м
у
о
чи
с
тки и
рас
х
о
л
а
жи
ва
ния п
ерво
г
о
к
о
нт
ура
© Яуров С.В.
Система очистки
и расхолаживания первого
контура
ПГ ПГ
ГЦН ГЦН
. 1.23. Принципиальная схема активных каналов расхолаживания. РУ РИТМ-200Н
Для РИТМ-200Н принята двухканальная структура систем, обеспечи-
вающих безопасность. Все основные функции безопасности выполняются
активными системами и резервируются системами пассивного принципа
действия.
К этим системам относятся:
1) две независимые системы воздействия на реактивность. Высо-
эффективная система компенсации реактивности [12 рабочих групп
органа регулирования (ОР)], быстродейтсвующая система аварийной
защиты (6 рабочих групп ОР);
2) система ввода жидкого поглотителя (бак запаса жидкого поглотителя
и два насоса);
3) системы аварийного расхолаживания — технологический конденса-
тор для расхолаживания через 2-й контур, система очистки и расхола-
живания с теплообменником СОиР (рис. 1.23);
4) система пассивного отвода тепла (рис. 1.24);
5) система подпитки.
Соседние файлы в папке Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс)