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 3. АЭС с реакторными установками PWR поколения III+
360
Системавнешнегоохлаждениякорпусареактора(ERVCS)
В проекте реактора APR1400 используется принцип внутрикорпусного
удержания расплава. Система затопления шахты реактора (CFS) обеспечи-
вает затопление полости шахты реактора под корпусом реактора (рис. 3.79).
CFS является резервной системой, используемой на случай неработоспо-
собности системы ERVCS, и обеспечивает охлаждение кориума в случае
проплавления корпуса реактора. Система затопления шахты реактора, со-
стоит из двух трубопроводов, соединенных с IRWST, на каждой линии уста-
новлены по два запорных клапана.
Шахта реактора способствует удержанию и отводу тепла от предполагае-
мых обломков расплава активной зоны во время тяжелой аварии, выполняя
функции по смягчению последствий аварии (рис. 3.80).
Реализация принципа внешней (внекорпусной) локализации распла-
ва активной зоны была предусмотрена в проекте реактора EU-APR1400,
который не был реализован. Шахта реактора EU-APR1400 оснащалась ка-
мерой для локализации расплава активной зоны, которая была спроектиро-
вана таким образом, чтобы площадь теплопередачи от кориума превышала
0,02 м
2
/МВт (рис. 3.81). Проточная часть шахты реактора препятствует пе-
ремещению обломков и части расплава активной зоны в верхнюю часть за-
щитной оболочки.
Во время тяжелых аварий открываются два запорных клапана, вода по-
дается из резервуара IRWST в шахту реактора под действием силы тяжести,
вызванной разницей напора воды между ними, а затем охлаждает расплав
активной зоны, находящийся в камере локализации расплава шахты ре-
актора, очищает от выбросов продуктов деления и смягчает возможное
взаимодействие расплавленного кориума с бетоном при предполагаемом
проплавлении корпуса реактора (MCCI).
Удержание расплава активной зоны в камере локализации предпо-
лагала исключение возможности возникновения значительной радиа-
ционной нагрузки на защитную оболочку. Большая площадь дна шахты
должна была позволить расплаву активной зоны течь и распространять-
ся, что повышало способность к охлаждению в области шахты реактора
и способствовало снижению вероятности выброса расплава под высоким
давлением (HPME), тем самым сводя к минимуму возможность прямого
нагрева защитной оболочки (DCH) после проплавления корпуса реактора.
Проект системы локализации расплава пока не получил развития в после-
дующих проектах реакторов APR.
3.3. APR1400 — усовершенствованный энергетический реактор
361
Реактор
IRWST
HVT
REGEN HX
Реактор
Резервуар
Резервуар
Фундамент
HVT
IRWST
. 3.79. Общая конструкция шахты реактора исхема принципа действия системы
затопления шахты реактора (CFS) APR1400
Глава 3. АЭС с реакторными установками PWR поколения III+
362
Защитная оболочка
Корпус реактора
Вышибная панель
Выброс пара
Зона
кристаллизации
кориума
Естественная
конвекция
Кипение
теплоносителя
Расплав металла
Кориум
Кипение воды
залива шахты
Охлаждение
корпуса
реактора
Залив шахты
Патрубки ВРК
Подача воды
. 3.80. Схема охлаждения корпуса реактора APR1400 при аварии сплавлением
активной зоны
Жертвенный материал
Шахта
реактора
Форсунки
Каналы
охлаждения
Приямок
Стальной
каркас
Стальная
облицовка
Резервуар
хранения воды
в защитной
оболочке
. 3.81. Конструкция камеры для локализации расплава активной зоны реактора
проекта EU-APR1400
3.3. APR1400 — усовершенствованный энергетический реактор
363
- APR1400
В качестве основного проектного решения компоновки площадки
с энергоблоками APR1400 был выбран вариант площадки с двумя блоками,
составляющими законченный эксплуатационный комплекс электрической
станции (рис. 3.82).
Общая планировка APR1400, спроектированная на основе концепции
двух блоков, включает в себя такие объекты, как общее здание, которое со-
единяет в себе функции здания для захоронения радиоактивных отходов,
здания контроля доступа и т.п.
Вспомогательное здание, в котором размещаются системы безопасности
и компоненты вспомогательных систем, окружает собой здание защитной
оболочки реактора. Вспомогательное и реакторное здания возведены на об-
щем фундаменте. Общая базовая фундаментная плита повышает устой-
чивость к сейсмическим событиям и уменьшает количество стен между
зданиями, что позволяет снизить затраты на арматуру и бетонные конструк-
ции.
На компоновку большое влияние оказывают соображения безопасности,
в частности физическое разделение оборудования и систем безопасности.
Аварийные насосы высокого давления расположены во вспомогательном
здании в условных отсеках (квадрантах), по одному насосу в каждом ква-
дранте (рис. 3.83). Такая компоновка обеспечивает физическое разделение
насосов, сводя к минимуму распространение повреждений из-за пожара,
внешнего воздействия и внутреннего затопления. Аварийные дизель-ге-
нераторные помещения также разделены и расположены на симметрично
противоположных сторонах.
Ядерный остров (Nuclear Island — NI) состоит из здания защитной обо-
лочки реактора (RCB), вспомогательного здания (AB) и комплексного зда-
ния (SB). В состав SB входят зона контролируемого доступа, зона обращения
с радиоактивными отходами и цех спецводоочистки (здание используется
в качестве общего для варианта площадки с двумя энергоблоками).
Здание защитной оболочки (контейнмента) реактора RCB расположено
в центре NI и размещается на общем со вспомогательным зданием базовом
фундаменте, на котором расположены резервные дизель-генераторы EDG
и зона обращения с ядерным топливом (FHA). Планировка NI повышает за-
пас прочности конструкции от различных внешних воздействий, таких как
сейсмические, техногенные и т.п.
Вспомогательное здание AB спроектировано в виде железобетонной
конструкции I сейсмической категории и размещено на общем фундамен-
те с зданием защитной оболочки реактора RCB. Оно располагается по ква-
дрантам вокруг RCB. В AB находятся блочный пункт управления MCR,
помещения резервных дизель-генераторов EDG, зона обращения с ядер-
ным топливом FHA.
Глава 3. АЭС с реакторными установками PWR поколения III+
364
Системы и внутренние структуры в здании AB организованы таким обра-
зом, чтобы обеспечить физическую изоляцию для минимизации опасности
от внутренних и внешних событий. С целью повышения удобства эксплуа-
тации и обслуживания внутренняя компоновка здания AB спроектирована
таким образом, чтобы обеспечить достаточное пространство и подъемное
Здание
турбогенератора
Здание
турбогенератора
Здание
электроснабжения
Здание
электроснабжения
Здание
ДГУ
Здание
ДГУ
Здания
ДГУ
Общее здание
Вспомогательное
здание
реактора
Вспомогательное
здание
реактора
Здание
реактора
Здание
реактора
ХОЯТ
ХОЯТ
. 3.82. Общее расположение зданий площадки сдвумя энергоблоками APR1400
3.4. HPR1000 — реактор под давлением «Дракон»
365
оборудование для замены теплообменников, насосов и замены дизель-гене-
ратора EDG без демонтажа наружной стены. Центр технической поддержки
(TSC) расположен рядом с MCR для улучшения связи между операторами
и техническими бригадами во время нештатных ситуаций на станции.
3.4. HPR1000 — «»
Китайский реактор под давлением HPR1000 (Hua-long Pressurised
Reactor, Hualong One, Хуалун-1 ‒ «Дракон») представляет собой эволю-
ционную конструкцию двухконтурного реактора с водой под давлением
(PWR), основанную на технологии, систематически усовершенствованной
и разработанной на основе эксплуатации китайского парка PWR. В проекте
HPR1000 используется единая компоновка блока. Основная блочная плани-
ровка HPR1000 основана на конструкции одного блока.
В 1980-х гг. China General Nuclear Power Corporation (CGN) импортиро-
вала технологию ядерного реактора M310 из Франции и построила первую
крупную коммерческую атомную электростанцию в Китае — АЭС Даявань.
Технология M310 изначально основана на аналогичной французской серии,
но имеет некоторые модификации, проистекающие из анализа аспектов
– барьер от
наводнения
– пожарная
перегородк
а
и огнестой-
кое пере-
крытие (3 ч)
Стена между
отсеками каналов
безопасности
Стена между
отсеками каналов
безопасности
Quadrant D
Quadrant C
Quadrant B
Quadrant A
. 3.83. Схема физических барьеров безопасности здания AB APR1400
Глава 3. АЭС с реакторными установками PWR поколения III+
366
безопасности и экономичности в соответствии с опытом ядерной аварии
на АЭС Три-Майл-Айленд и мирового опыта эксплуатации реакторов с во-
дой под давлением. Эта технология соответствовала мировым стандартам
ядерной энергетики того времени. После этого CGN построила блоки АЭС
Линъао 1 и 2 на основе опыта эксплуатации АЭС Даявань и комплекса мо-
дификаций, реализованного на аналогичных блоках во Франции.
Основываясь на опыте эксплуатации энергоблоков Линъао 1 и 2 и вне-
дрив дополнительные усовершенствования, CGN построила блоки Линъао
3 и 4, которые являются первой в Китае собственной, самостоятельно спро-
ектированной, изготовленной и построенной атомной электростанцией
мощностью 1000 МВт на блок.
После этого CGN разработала свою китайскую продвинутую техноло-
гию реактора под давлением (CPR1000). В настоящее время CPR1000 стала
доминирующей технологией на китайском ядерном рынке серийного стро-
ительства и применяется на блоках Хунъянхэ 1–4, Ниндэ 1–4, Янцзян 1 и 2
и Фанчэнган 1 и 2.
В 2009 году, в целях дальнейшего повышения безопасности и эконо-
мичности CPR1000, CGN внесла дополнительные модификации на основе
технологии CPR1000 и спроектировала китайский реактор под давлением мо-
дернизированный (CPR1000+). Он был реализован на блоках Янцзян 3 и 4.
После аварии на АЭС Фукусима, чтобы адаптироваться к новой на-
циональной стратегии и требованиям ядерного развития, основанным
на проекте CPR1000+, CGN предложила соответствующие значительные
изменения, которые включали модификации и дополнительные значитель-
ные изменения, воплотившиеся в усовершенствованный китайский реактор
под давлением ACPR1000.
Эти усовершенствования вносились исходя из анализа нескольких
аспектов безопасности и экономичности, таких как соответствие действу-
ющим международным правилам и стандартам, оценка результатов веро-
ятностной оценки безопасности, изучение обстоятельств аварии на АЭС
Фукусима и т.д. Технология ACPR1000 была реализована на блоках АЭС
Янцзян 5 и 6 и Хунъянхэ 5 и 6.
В дальнейшем CGN разработала проект HPR1000 (Hualong One), основан-
ный на полном 30-летнем опыте проектирования, строительства и эксплуата-
ции АЭС. Проект HPR1000 объединил передовые международные требования
безопасности АЭС со значительным уровнем оптимизации. Эволюция китай-
ских реакторов PWR вплоть до HPR1000 показана на рис. 3.84.
Первый энергоблок с реактором HPR1000 был подключен к сети 27 ноя-
бря 2020 года на АЭС Фуцин 5. На начало 2025 года в Китае эксплуатируют-
ся пять энергоблоков HPR1000: на АЭС Фуцин 5 и 6 (провинция Фуцзянь)
начали строиться 7 мая 2015 года и 22 декабря 2015 года и введены в эксплу-
атацию 30 января 2021 года и 25 марта 2022 года соответственно; Фанчэнган
3.4. HPR1000 — реактор под давлением «Дракон»
367
3 и 4 (Гуанси) начали строиться в декабре 2015 и 2016 года и введены в экс-
плуатацию 25 марта 2023 года и 3 апреля 2024 года. 1 января 2025 введен
в эксплуатацию еще один энергоблок на АЭС Чжанчжоу 1 (Фуцзянь), соо-
ружавшийся с 16 октября 2019 года.
Наряду с ними последовало сооружение четырнадцати блоков HPR1000
на АЭС Китая: Чжанчжоу 2, 3 и 4 (Фуцзянь) в сентябре 2020, феврале и сентя-
бре 2024 года; Тайпинлин 1 и 2 (Гуандун) в декабре 2019 и октябре 2020 года;
Санъао 1 и 2 (Чжэцзян) в декабре 2020 и 2021 года; Чанцзян 3 и 4 (Хайнань)
в марте и декабре 2021 года; Луфэн 5 и 6 (Гуандунь) в сентябре 2022 и августе
2023 года; Шидаован (известная также как «Шидао Бэй») 1 и 2 (Шаньдун)
и Ниндэ 5 (Фуцзянь) в июле 2024 года.
Государственным советом Китая в 2024 году одобрено строительство се-
рии энергоблоков HPR1000:
• двух энергоблоков в составе первой очереди АЭС «Xuwei» (Сюйвэй).
Проект будет реализован силами корпорации CNNC.
• двух энергоблоков на АЭС Ниндэ (6) и Чжанчжоу (4) и двух энер-
гоблоков в составе второй очереди АЭС Санъао (3 и 4). Эти проекты
будет реализовывать корпорация CGN.
Энергоблоки с реакторами Hualong One, запланированные для сооруже-
ния в Пакистане, включают два реактора на Карачинском ядерном энерге-
тическом комплексе ‒ АЭС Карачи 2 и 3 (начато строительство в августе
2015 и в мае 2016 года) и один реактор на АЭС Чашма 5 (сооружение нача-
то 31 декабря 2024 года), два энергоблока из них введены в эксплуатацию
на АЭС Карачи 2 и 3 в мае 2021 и апреле 2022 года соответственно.
1987
2005
2010
2013
2015
M310
Day Bay U1&2
LA U1&2
CPR1000
LA U3&4
HYH U1–4
ND U1–4
YJ U1&2
FCG U1&2
CPR1000+
YJ U3&4
ACPR1000
HYH U5&6
YJ U5&6
HPR1000
FCG U3&4
Taipingling U1&2
San’ao U1
UK HPR1000
. 3.84. Эволюция проектов реакторных установок PWR вКитае.
M310 – реактор под давлением, импортированный изФранции; CPR1000 – китайский
реактор под давлением; CPR1000+ – китайский реактор под давлением модернизи-
рованный; ACPR1000 – усовершенствованный китайский реактор под давлением;
HPR1000 ‒ китайский реактор под давлением «Дракон-1»
Глава 3. АЭС с реакторными установками PWR поколения III+
368
Строительство еще одного реактора Hualong One ожидалось после
2025 года в Аргентине (Nucleoeléctrica Argentina и China National Nuclear
в 2022 году подписали EPC-контракт на строительство третьего блока АЭС
«Атуча» с реактором «Хуалун-1» (HPR1000, «Дракон»). Но сведений о реали-
зации данного проекта после политических изменений в Аргентине пока нет.
Основываясь на эволюции парка АЭС CGN, блок HPR1000 спроектиро-
ван так, чтобы быть более надежным и устойчивым, с тремя каналами фи-
зически разделенных систем безопасности и комбинацией систем активной
и пассивной безопасности.
В системе охлаждения реактора (первом контуре) HPR1000 первичный
теплоноситель (вода) под давлением перекачивается ГЦН (RCP) через ак-
тивную зону реактора, где он нагревается за счет энергии, выделяемой при
делении ядер топлива. Затем нагретая вода поступает в парогенератор, где
передает свою тепловую энергию во вторичную систему (второй контур)
с водой под более низким давлением, где вода испаряется. Передача тепла
осуществляется без смешивания двух жидкостей, что предотвращает рас-
пространение радиоактивности во второй контур.
Пар под давлением приводит в движение турбину, соединенную с гене-
ратором, для выработки электроэнергии. Конденсатор с водяным охлаж-
дением конденсирует отработанный пар, который проходит через турбину.
Конденсат доводится до требуемого давления и температуры и подается
в парогенераторы системой питательной воды. Система охлаждающей тех-
нической воды представляет собой замкнутый контур с системой оборота
воды, использующей морскую воду. Реактор HPR1000 разработан с тепло-
вым запасом более 15% для повышения безопасности и эксплуатационных
характеристик.
Основные технико-экономические характеристики HPR1000 представ-
лены в табл. 3.5.
3.5. Технико-экономические характеристики HPR1000
Мощность тепловая (брутто), МВт 3150
Мощность электрическая, МВт 1170
Расход теплоносителя через реактор, м
3
/ч 72 000
Давление номинальное навыходе изактивной зоны, МПа 15,5
Температура теплоносителя вреакторе, °С
– навходе вактивную зону 289,5
– навыходе изактивной зоны 324,5
Количество циркуляционных петель, шт. 3
Число горячих ниток петель 3
3.4. HPR1000 — реактор под давлением «Дракон»
369
Число холодных ниток петель (по2 накаждую петлю) 3
Число ТВС вактивной зоне, шт. 177
Тип TВС Квадрат, 17×17
Количество твэлов вТВС 264
Диаметр твэлов, мм 9,5
Количество приводов СУЗ вреакторе, шт. 68
Тип парогенератора Вертикальный
Количество ГЦН, шт. 3
HPR1000
Реакторная установка HPR1000 представляет собой 2-контурный во-
до-водяной реактор с водой под давлением третьего поколения с номиналь-
ной выходной электрической мощностью 1180 МВт, расчетный срок службы
которого составляет 60 лет.
Система теплоносителя реактора — первый контур (RCP [RCS]) РУ
HPR1000 состоит из трех контуров охлаждения или петель (рис. 3.85).
Каждая петля состоит из одного насоса теплоносителя реактора ГЦН (RCP),
Окончание табл. 3.5
Парогенератор
Компенсатор
давления
ГЦН
Промежуточная ветвь
Холодная
ветвь
Горячая
ветвь
Реактор
Соедини-
тельный
трубопровод
. 3.85. Общий вид основного оборудования реакторной установки HPR1000
Соседние файлы в папке Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс)