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 2. АЭС с реакторными установками ВВЭР поколения III+
260
Реакторное здание разделено на следующие зоны (рис. 2.86):
• зона перемещения персонала;
• зона вентиляционных помещений;
• зона пожаротушения;
• зона электрических помещений;
• зона теплотехнических помещений;
• зона помещений оборудования РУ;
• зона вентиляционных шахт.
. 2.85. Схема генерального плана Кольской АЭС-2
Заключение кглаве 2
261
. 2.86. Зонирование реакторного здания Кольской АЭС-2
2
Реакторные установки ВВЭР поколения III+ имеют эволюционный
характер проектов: основные технические решения основаны на положи-
тельном опыте эксплуатации уже введенных в эксплуатацию энергоблоков
поколения III и их предшественников с применением новых подходов к
Глава 2. АЭС с реакторными установками ВВЭР поколения III+
262
конструированию систем безопасности, включающих стремление к прин-
ципу пассивности их действия.
Например, во всех проектах РУ ВВЭР поколения III+ фигурируют си-
стемы пассивного отвода тепла (от второго контура, от герметичной оболоч-
ки и т.д.), гидроемкости борной воды, спринклерные системы для снижения
давления в контейнменте, герметичная оболочка (в том числе и двойная),
пассивные рекомбинаторы водорода и т.д.
В отечественных проектах ВВЭР применяется устройство локализации
расплава («ловушка расплава»), которое сдерживает и локализует в себе ко-
риум и не дает ему проникнуть за пределы контейнмента.
Российские проектные институты используют во всех своих ВВЭР ше-
стигранные тепловыделяющие сборки, парогенераторы исторически в
ВВЭР горизонтального типа. Холодные и горячие патрубки корпуса реакто-
ра на ВВЭР разнесены по высоте.
Госкорпорация «Росатом» в РУ поколения III+ сделала ставку на стан-
дартизированную реакторную установку (реактор, активная зона, компен-
сатор давления, ГЦНА, гидроемкости САОЗ) для проектов В-392М и В-491
(пилотные проекты поколения III+), а конфигурацию систем безопасно-
сти определила как 2-канальную (с внутренним резервированием) и 4-ка-
нальную соответственно. В проектах ВВЭР В-509, В-510 были улучшены
теплотехнические характеристики основного оборудования РУ, при этом
конфигурация систем безопасности применена 2-канальная (с внутренним
резервированием). Таким образом, достигается баланс пассивных и актив-
ных систем безопасности.
2
1. «Общие положения обеспечения безопасности атомных станций»
НП-001-15. — Москва, 2016 — 55 с.
2. Основы обеспечения безопасности АЭС: учебное пособие для студентов
вузов/ В.Г. Асмолов, В.Н. Блинков, В.П. Поваров, О.Г. Черников. — М.:
НИЯУ МИФИ, 2025. — 296 с. ISBN 978-5-7262-3100-6
3. Поваров В.П., Украинцев В.Ф., Стацура Д.Б., Гусев И.Н., Платонов
П.Д., Тучков М.Ю., Системы безопасности АЭС-2006. — Воронеж: АО
«Воронежская областная типография — издательство им. Е.А. Бол хо-
витинова», 2020. — 539 с.
4. Поваров В.П., Платонов П.Д., Украинцев В.Ф., Горшков В.И., Воронцов
В.И., Яуров С.В., Стацура Д.Б., Оборудование и технологические систе-
мы нормальной эксплуатации ядерной установки в проекте АЭС-2006. —
Воронеж: Кварта, 2023. — 780 с.
5. Поваров В.П., Павлов Л.П., Ширяев Д.А., Самодеенко А.А., Вязников С.В.,
Синюков Д.С., Ребриков Д.И., Автоматзированная система управления тех-
нологическим процессом АЭС-2006 Часть 1 — Воронеж: Диамат, 2022. —
565 с.
Список литературы кглаве 2
263
6. Поваров В.П., Павлов Л.П., Ширяев Д.А., Самодеенко А.А., Вязников С.В.,
Синюков Д.С., Ребриков Д.И., Автоматзированная система управления тех-
нологическим процессом АЭС-2006 Часть 2 — Воронеж: Диамат, 2022. —
464 с.
7. Поваров В.П., Украинцев В.Ф., Жук М.М., Экспериментальные иссле-
дования нейтронно-физических процессов в активной зоне ВВЭР-1200.
Научно-практическое пособие — Нововоронеж: ООО РПГ «Девятое обла-
ко», 2021. — 264 с.
8. Андрушечко С.А., Васильев Б.Ю., Косоуров К.Б., Семченков Ю.М.,
Кучумов А.Ю., Украинцев В.Ф., Фаворов Б.Ю., ВВЭР-1200 Эволюция клас-
сики. Физические основы эксплуатации, системы и элементы, ядерное то-
пливо, безопасность. — М.: Логос, 2019. — 672 с.
9. Предварительный отчет по обоснованию безопасности АЭС «Руппур» Глава 1
«Общее описание атомной станции».
10. Предварительный отчет по обоснованию безопасности АЭС «Руппур» Глава 5
«Первый контур и связанные с ним системы».
11. Предварительный отчет по обоснованию безопасности АЭС «Руппур» Глава 6
«Технические средства безопасности».
12. Отчет по обоснованию безопасности АЭС «Аккую». Глава 1 «Общее описа-
ние атомной станции».
13. Отчет по обоснованию безопасности АЭС «Аккую». Глава 5 «Первый контур
и связанные с ним системы».
14. Отчет по обоснованию безопасности АЭС «Аккую». Глава 6 «Паротурбинная
установка».
15. Отчет по обоснованию безопасности АЭС «Аккую». Глава 12 «Системы
безо пасности» Книга 1.
16. Отчет по обоснованию безопасности АЭС «Аккую». Глава 12 «Системы
безо пасности» Книга 2.
17. Отчет по обоснованию безопасности АЭС «Аккую». Глава 12 «Системы
безо пасности» Книга 3.
Глава3
PWR III+
Основное внимание в данной главе уделяется особенностям зарубежных
АЭС с реакторами PWR, составу систем безопасности, идеологии их постро-
ения, краткому описанию режимов работы, а также некоторым архитектур-
но-строительным решениям.
3.1. AP1000 —
AP1000 — усовершенствованный пассивный реактор с водой под дав-
лением, разработанный компанией Вестингауз (Westinghouse AP1000 –
Pressurized Water Reactor (PWR) Advanced Passive), представляет собой
водо-водяной реактор под давлением электрической мощностью 1117 МВт,
основанный на конструкции реактора AP600, который, в свою очередь, яв-
ляется глубоким развитием проекта System 80+ (компания ABB CE, США).
Конструкция AP1000 включает в себя расширенные функции пассивной
безопасности и обширные упрощения установки для повышения безопас-
ности эксплуатации и технического обслуживания установки. При проекти-
ровании установки используется проверенная технология PWR, основанная
на более чем 40-летнем опыте эксплуатации. Реакторы типа PWR составля-
ют 76% всех легководных реакторов по всему миру, а 67% PWR основаны
на технологии Westinghouse PWR.
Энергоблок АР1000 интересен довольно сильными отличиями в кон-
струкции от сложившихся обликов серийных реакторов с водой под давле-
нием (например, серии C0, 2, 3, 4 во Франции, System 80+ в CША, KONVOI
в Германии, ВВЭР-1000 в СССР/России).
По заявлениям разработчика AP1000 проектировался для достижения
высоких показателей безопасности и производительности. Он консерватив-
но основан на проверенной технологии PWR, но с акцентом на функции
3.1. AP1000 — усовершенствованный пассивный реактор
265
безопасности, которые полагаются на природные силы. Системы безопас-
ности используют естественные движущие силы, такие как газ под давлени-
ем, гравитационный поток, естественная циркуляция и конвекция. В этих
системах отсутствуют активные компоненты (например, насосы, вентиля-
торы или дизель-генераторы) и они спроектированы таким образом, чтобы
функционировать без вспомогательных систем — таких как электропитание,
охлаждающая вода, техническая вода, вентиляция и кондиционирование.
Применение пассивных систем безопасности позволяет заменить либо пол-
ностью исключить многие традиционные механические системы безопасно-
сти, которые обычно устанавливаются в зданиях сейсмической катего рии I
в современных реакторах типа PWR. При этом количество и сложность
действий оператора для управления системами безопасности сведены к ми-
нимуму. Подход заключается в том, чтобы не автоматизировать действия
оператора, а исключить их.
Философия проектирования AP1000 базируется на упрощении техноло-
гических систем для повышения надежности, снижения числа компонентов
и объема технического обслуживания. Требования к мониторингу пассив-
ных систем безопасности уменьшены, а конструкция AP1000 значительно
упрощена по сравнению с традиционными реакторами PWR.
AP1000 не требует масштабных систем обеспечения безопасности —
электропитания класса 1Е, вентиляции, аварийного охлаждения и антисейс-
мических сооружений. По сравнению с аналогичными PWR число клапанов
сокращено на 50%, труб повышенного класса — на 83%, кабелей — на 87%,
насосов — на 36%, а сейсмических конструкций — на 56%.
Экономия достигается за счет уменьшения площади застройки и уско-
ренного монтажа ядерного острова с применением крупноразмерных
модулей и стандартных пакетов оборудования. Модульная конструкция по-
зволяет выполнять строительные работы параллельно, сокращая сроки ре-
ализации.
В США AP1000 стал первым реактором для энергоблоков АЭС поколе-
ния III+, получившим сертификат Комиссии США по ядерному регули-
рованию (Nuclear Regulatory Commission, NRC). Ожидалось, что благодаря
реактору AP1000 «Вестингауз» станет монополистом на рынке энергетиче-
ских реакторов поколения III+ по всему миру.
С 2009 по 2024 год введено в эксплуатацию всего 6 энергоблоков с этими
реакторами:
• на двух АЭС в США (Virgil C. Summer и Vogtle) строились четыре бло-
ка. Два эксплуатируются (VOGTLE-3 — начало строительства 03.2013,
первое включение в сеть 03.2023 и VOGTLE-4 — начало строитель-
ства 11.2013, первое включение в сеть 03.2024; строительство блоков
Глава 3. АЭС с реакторными установками PWR поколения III+
266
2 и 3 на Virgil C. Summer прекращено после 2017 года и возобновление
не планируется);
• на двух АЭС в Китае с 2009 года были построены и пущены четыре
реактора AP1000: два на АЭС «Саньмэнь» в провинции Чжэцзян и два
на атомной электростанции «Хайян» в провинции Шаньдун (реакто-
ры AP1000 Саньмэнь 1 и 2 были подключены к сети 2 июля 2018 года
и 24 августа 2018 года соответственно. «Хайян-1» начал коммерческую
эксплуатацию 22 октября 2018 года, а «Хайян-2» — 9 января 2019 года).
После 2019 года все планы по пуску блоков AP1000 были изменены
в пользу китайской локализованной версии РУ CAP1000 (как пере-
ходной к проекту CAP1400): на площадках АЭС «Хайян», «Луфэнь»,
«Саньмэнь» и «Сюйдапу» планировалось строительство восьми бло-
ков CAP1000. Однако большинство этих проектов приостановлены
или заменены на другие.
Основные характеристики AP1000 представлены в табл. 3.1.
3.1. Технико-экономические характеристики AP1000
Мощность тепловая (брутто), МВт 3415
Мощность электрическая, МВт 1200
Расход теплоносителя через реактор, м
3
/ч 68 500
Давление номинальное навыходе изактивной зоны, МПа 15,513
Температура теплоносителя вреакторе, °С
– навходе вактивную зону 280,7
– навыходе изактивной зоны 321,11
Количество циркуляционных петель, шт. 2
Число горячих ниток петель 2
Число холодных ниток петель (по2 накаждую петлю) 4
Число ТВС вактивной зоне, шт. 157
Тип TВС Квадрат, 17×17
(XL)
Количество твэлов вТВС 264
Диаметр твэлов, мм 9,5
3.1. AP1000 — усовершенствованный пассивный реактор
267
Количество приводов СУЗ вреакторе, шт. 69
Тип парогенератора Вертикальный
Количество ГЦН, шт. 2
AP1000
Реакторная установка AP1000 (рис. 3.1) состоит из двух петель, каждая
из которых содержит:
• один парогенератор;
• два насоса теплоносителя (ГЦН);
• одна горячая и две холодные нитки для циркуляции теплоносителя
между реактором и парогенераторами.
Парогенератор Парогенератор
Компенсатор
давления
Верхний
блок
Горячая
нитка
петли
ГЦН
ГЦН
Корпус
реактора
Патрубок
САОР
Соедини-
тельный
трубопровод
Холодная
нитка
петли
. 3.1. Общий вид оборудования первого контура AP1000
Окончание табл. 3.1
Глава 3. АЭС с реакторными установками PWR поколения III+
268
ГЦН установлены непосредственно на парогенераторе, что позволило
исключить из конструкции первого контура промежуточный трубопровод
между насосами и парогенератором.
Система охлаждения реактора (RCS), то есть первый контур, также
включает в себя компенсатор давления, соединительные трубопроводы,
а также клапаны и контрольно-измерительные приборы, необходимые для
оперативного управления и приведения в действие предохранительных
устройств (рис. 3.2).
РеакторAP1000
Реактор AP1000 (рис. 3.3) состоит из:
• крышки;
• корпуса;
• внутрикорпусных устройств;
• активной зоны.
Корпус реактора (рис. 3.4) представляет собой цилиндрический сосуд
с полусферическим днищем и съемной фланцевой полусферической верх-
ней крышкой, предназначенный для конструктивного размещения актив-
ной зоны реактора.
Корпус реактора обеспечивает направление потока во внутренние
устройства реактора через активную зону и поддерживает объем теплоно-
Компенсатор
давления
ГЦН
1А
ГЦН
1B
Реактор
ГЦН
2А
ГЦН
2B
ПГ-2ПГ-1
© Яуров С.В.
. 3.2. Принципиальная схема первого контура— системы охлаждения реактора
(RCS) AP1000
3.1. AP1000 — усовершенствованный пассивный реактор
269
Патрубки каналов ВРК
Верхняя опорная
плита
Выходной па
трубок
шахты ВК
Верхние
защитные
трубы
Верхняя плита
активной зоны
Шахта ВК
Нейтронная
отражательная
панель
Радиальные
опоры
Вторичная опора
активной зоны
Плита вихрегасителя потока
Проточная юбка
Опорная плита
активной зоны
Выгородка
активной зоны
Капсула с образцами-
свидетелями
Нижние
направляющие
трубы
Шахта ВК
Фланец шахты ВК
Прижимное
устройство
Шпильки ГРР
Верхние
направляющие
трубы
Направляющие блока
защитных труб
. 3.3. Конструкция реактора AP1000
Соседние файлы в папке Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс)