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+
410
20. OECD Nuclear Energy Agency. Nuclear energy today. 2nd ed. Paris: Nuclear
Energy Agency of the OECD; 2013. (E)
21. World Nuclear Association [Internet]. London: nuclear power in the world today.
2016 Jan [cited 2015 Aug 13]. Available from: http://www.world-nuclear.org/info/
Current-and-Future-Generation/Nuclear-Power-in-the-World-Today/. (E)
22. International Atomic Energy Agency. Nuclear power reactors in the world (2015
edition). Vienna: IAEA; 2015. (E)
23. Goldberg SM, Rosner R. Nuclear reactors: generation to generation. Cambridge:
American Academy of Arts and Sciences; 2011. (E)
24. Advanced Active & Passive PWR. HPR1000 Overview. Sao Paulo, Brazil. Oct,
2015. (E)
25. MDEP Design-Specific Technical Report TR-HPR1000WG-02. Technical Report
on Regulatory Requirements and Practices for Severe Accidents. Multinational
Design Evaluation Programme. December 2020. (E)
Ссылки в открытой сети интернет (последняя дата доступа не позднее
30.04.2023):
1. https://ukhpr1000.co.uk/GDA-DOCS/Preliminary-Safety-Report-Chapter-10-
Auxiliary-Systems.pdf
2. https://ukhpr1000.co.uk/GDA-DOCS/Preliminary-Safety-Report-Chapter-4-
General-Safety-and-Design-Principles.pdf
3. https://ukhpr1000.co.uk/GDA-DOCS/Preliminary-Safety-Report-Chapter-2-
General-Plant-Description.pdf
4. https://ukhpr1000.co.uk/GDA-DOCS/Preliminary-Safety-Report-Chapter-5-
Reactor-Core.pdf
5. https://ukhpr1000.co.uk/GDA-DOCS/Preliminary-Safety-Report-Chapter-6-
Reactor-Coolant-System.pdf
6. https://ukhpr1000.co.uk/GDA-DOCS/Preliminary-Safety-Report-Chapter-6-
Reactor-Coolant-System.pdf
7. https://www.researchgate.net/publication/301828124_HPR1000_Advanced_
Pressurized_Water_Reactor_with_Active_and_Passive_Safety/fulltext/572ce36f0
8aeb1c73d11b3b4/HPR1000-Advanced-Pressurized-Water-Reactor-with-Active-
and-Passive-Safety.pdf?origin=publication_detail
8. https://www.atomic-energy.ru/files/images/2021/09/_fks720wx9crqgacsz-0x_
ge_ci2lje58_6vgpp-rxg.jpg
9. https://ukhpr1000.co.uk/wp-content/uploads/2019/02/HPR1000-snap3-
1024x947.jpg
10. https://ukhpr1000.co.uk/wp-content/uploads/2019/02/HPR1000-snap3-
1024x947.jpg
11. https://www.ukhpr1000.co.uk/wp-content/uploads/2017/08/Untitled-1_0013_
Vector-Smart-Object-1-768x436.jpg
12. http://www.ukhpr1000.co.uk/wp-content/uploads/2017/09/BRB-3-01-
1024x634.jpg
13. https://ukhpr1000.co.uk/wp-content/uploads/2017/09/BRB-2-01-1024x626.jpg
Список литературы кглаве 3
411
14. https://ukhpr1000.co.uk/wp-content/uploads/2017/09/BRB-1-v2-01-2-
1024x633.jpg
15. https://ukhpr1000.co.uk/wp-content/uploads/2017/08/BRB-6-01.jpg
16. https://ukhpr1000.co.uk/wp-content/uploads/2017/08/BRB-4-01-1024x659.jpg
17. https://ukhpr1000.co.uk/wp-content/uploads/2017/08/Emergency-Water-
Supply-System-2.jpg
18. https://ukhpr1000.co.uk/wp-content/uploads/2017/08/BRB-6-01.jpg
19. https://ukhpr1000.co.uk/wp-content/uploads/2017/08/Safety-11.17.jpg
20. http://large.stanford.edu/courses/2014/ph241/hughes1/docs/ML111861807.pdf
21. http://www.ukhpr1000.co.uk/wp-content/uploads/2020/02/HPR-GDA-PCSR-
0028-Pre-Construction-Safety-Report-Chapter-28-Fuel-Route-and-Storage-
Rev-001-1.pdf
22. http://www.ukhpr1000.co.uk/wp-content/uploads/2020/02/HPR-GDA-PCSR-
0007-Pre-Construction-Safety-Report-Chapter-7-Safety-Systems-Rev-001.pdf
23. http://www.ukhpr1000.co.uk/wp-content/uploads/2020/02/HPR-GDA-PCSR-
0006-Pre-Construction-Safety-Report-Chapter-6-Reactor-Coolant-System-
Rev-001.pdf
24. http://www.ukhpr1000.co.uk/GDA-DOCS/Preliminary-Safety-Report-
Chapter-21-Reactor-Chemistry.pdf
25. http://www.ukhpr1000.co.uk/GDA-DOCS/Preliminary-Safety-Report-
Chapter-17-Structural-Integrity.pdf
26. https://www.ukhpr1000.co.uk/wp-content/uploads/2022/02/Generic-Security-
Report.pdf
27. http://www.buyusa.gov/china/en/energy.html
28. http://www.nicobargroup.com
29. http://www.cnnc.com.cn
30. http://nnsa.mep.gov.cn
31. http://www.cgnpc.com.cn
32. http://www.eng.spic.com.cn
33. http://www.cnecc.com
Заключение
412
Заключение
Прочитаны, просмотрены, перелистаны сотни страниц этой книги,
и вот мы с тобой, наш Читатель, подошли к той части, которая в классиче-
ской литературе называется эпилогом
1
.
Книга эта не претендует на всеобъемлющее исследование, но дает вполне
стройную и широкую картину состояния одной из основных частей атомной
энергетики. Для чего написана книга? Это не справочник — современное
информационное поле предоставляет несравнимые возможности получе-
ния конкретных сведений любого свойства. Это не учебник — есть масса
специальной литературы учебного характера, дающая исчерпывающие зна-
ния по предмету.
Цель авторов этой книги в расширении кругозора наших читателей. Мы
постарались доступным языком дать самое общее представление о конкрет-
ном направлении развития ядерной энергетики на современном этапе в на-
шей стране и мире.
Выбор рассматриваемого типа ядерных установок не случаен, ведь на
сегодня легководные реакторные установки с водой под давлением — исто-
рически сложившаяся столбовая дорога развития атомной энергетики. Этот
тип реакторов преобладает как в мировом парке АЭС, так и в количестве
вырабатываемой с их помощью электроэнергии.
Технологической вершиной этой линейки являются реакторные уста-
новки поколения «три плюс» (III+), концепция которых позволяет в обо-
зримом будущем поддерживать производство атомной электроэнергии в
достаточном количестве с разумными затратами и беспрецедентным уров-
нем безопасности.
На текущий момент в рамках концепции поколения III+ существуют
два основных направления развития легководных реакторов, работающих
под давлением. Это АЭС с реакторами типа PWR, в основном это зарубеж-
ные проекты, разработанные на базе американских ранних проектов PWR,
и российские проекты с реакторами типа ВВЭР, разработанные на базе со-
ветских проектов.
1
Эпилог (от греч. πίλογος, букв. — послесловие) — в антич. драме: заключит. обращение хора (или
актера) к зрителям, объясняющее замысел автора, значение происходивших событий. Источник:
Краткая литературная энциклопедия. Т. 8. — 1975.
Заключение
413
Реакторные установки PWR и ВВЭР поколения III+ имеют свои харак-
терные черты (по сравнению с их предшественниками поколения III):
• улучшенные топливные загрузки и применяемые в них технологии;
• повышенная тепловая эффективность;
• усовершенствованные и более развитые системы безопасности;
• стандартизированные и типовые решения и конструкции.
Все усилия разработчиков РУ направлены с одной стороны на снижение
капитальных затрат на разработку, строительство, техническое обслужива-
ние и ремонт оборудования АЭС, с другой стороны — на повышение уровня
безопасности с учетом общемирового накопленного опыта эксплуатации.
Так, в реакторных установках поколения III+ разработчики внедряют
большее (по сравнению с поколением III) количество систем безопасности,
основанных на пассивных принципах работы. Эти системы не требуют вме-
шательства оператора.
Во всех проектах соблюдается некоторый баланс между активными и
пассивными системами безопасности. В некоторых проектах баланс систем
безопасности смещен в сторону применения пассивных систем.
Основные технические решения основаны на положительном опыте
эксплуатации уже введенных в эксплуатацию энергоблоков.
Тем не менее, наблюдается некоторый сформировавшийся «стандартизи-
рованный» комплект систем безопасности. Например, во всех проектах РУ
фигурируют системы пассивного отвода тепла (от второго контура, от герме-
тичной оболочки и т.д.), гидроемкости (гидроаккумуляторы) борной воды,
спринклерные системы для снижения давления в контейнменте, герметичная
оболочка (в том числе и двойная), пассивные рекомбинаторы водорода и т.д.
Отдельно хотелось бы отметить применение во всех проектах РУ (за ред-
ким исключением) поколения III+ устройств по локализации и удержанию
расплава активной зоны в случаях ее плавления.
Так, в отечественных проектах ВВЭР применяется устройство локализа-
ции расплава («ловушка расплава»), которое сдерживает и локализует в себе
кориум и не дает ему проникнуть за пределы контейнмента.
В зарубежных АЭС подход несколько иной. В АР1000, HPR1000, APR1400
система удержания в корпусе реактора расплава активной зоны предусма-
тривает затопление шахты и корпуса реактора водой с длительным расхо-
лаживанием. В EPR-1600, в нереализованном проекте EU APR1400 в случае
запроектной аварии с проплавлением корпуса реактора расплавом активной
зоны стратегия управления аварией заключается в допущении растекания
кориума по специальному поддону, который в дальнейшем охлаждается во-
дой из баков внутри оболочки.
С точки зрения идеологии построения систем безопасности наблюдается
реализация от двух (с внутренним резервированием) до четырех физически
независимых каналов. Каждый подход основан на расчетно-эксперимен-
Заключение
414
тальном обосновании (включая вероятностный анализ безопасности) с уче-
том накопленного опыта эксплуатации.
Конструктивные решения в РУ поколения III+ в основном оборудова-
нии также имеют характерные «фамильные» черты. Так, зарубежные разра-
ботчики применили в своих проектах ТВС типа «квадрат». Российские же
проектные институты используют во всех своих ВВЭР шестигранные тепло-
выделяющие сборки. Парогенераторы в ВВЭР исторически горизонталь-
ного типа, в PWR — вертикального. Холодные и горячие патрубки корпуса
реактора на ВВЭР разнесены по высоте, в PWR находятся на одном уровне —
разделение «горячего» и «холодного» теплоносителя реализовано за счет
конструктивных особенностей внутрикорпусных устройств. Как следствие,
наблюдается различная компоновка основного оборудования и разные ар-
хитектурно-строительные решения.
В общем и целом, мы наблюдаем консервативный подход в проекти-
ровании и разработке РУ, а усовершенствование проектов (относительно
поколения III) реализуется за счет апробированных стандартизованных ре-
шений.
Использование энергии атомного ядра в мирных целях было одним из
самых удивительных научных и технологических достижений XX века. Тем
не менее, инвестиции в атомную энергетику после нескольких десятилетий
быстрого роста во многих развитых странах застопорились. Атомная энерге-
тика обеспечивает около 11% мировой электроэнергии и составляет основ-
ную долю всего производства низкоуглеродной электроэнергии.
В XXI веке мир сталкивается с новой задачей — резким сокращением
выбросов парниковых газов при одновременном расширении доступа к
энергии и обеспечении экономических возможностей для миллиардов лю-
дей. Решение этих задач невозможно без существенного увеличения доли
атомной электроэнергии в мировом энергобалансе. И здесь мы сталкива-
емся с проблемами, органически присущими теперешней модели открыто-
го ядерного цикла. Это проблемы утилизации ядерных отходов; проблемы
ядерного топлива, как невозобновляемого источника энергии; проблемы
электрификации отдаленных и труднодоступных областей планеты и, в
меньшей степени, сохраняющиеся исторические проблемы, такие как опа-
сения по поводу безопасности АЭС и распространения ядерного оружия.
Фундаментальная проблема заключается также в стоимости ядерных техно-
логий.
Другие технологии генерации электроэнергии в последние десятилетия
стали дешевле, в то время как новые атомные электростанции стали только
дороже. Эта тревожная тенденция подрывает потенциальный вклад атом-
ной энергетики в достижение существенного снижения выбросов CO
2
, так
называемой «глубокой декарбонизации», и увеличивает затраты на нее.
Отчасти эти проблемы решаются использованием проверенных методов
управления проектами/строительством для повышения эффективности вво-
Заключение
415
да в эксплуатацию новых атомных электростанций; стандартизацией выбо-
ра места строительства АЭС и переходом к серийному производству блоков;
разработкой конструкций реакторов, которые включают в себя внутренне
присущие/пассивные функции безопасности; политикой декарбонизации,
создающей равные условия игры, которые позволят всем низкоуглеродным
технологиям генерации свободно конкурировать между собой; созданием
государственных реакторных центров (площадок), где компании получат
возможность для испытаний и эксплуатации прототипов реакторов, ори-
ентированных на лицензирование регулирующими органами; и наконец,
разработкой государственных программ финансирования испытаний про-
тотипов и коммерческого развертывание усовершенствованных конструк-
ций реакторов.
Особые надежды в свете стоящих перед мировой энергетикой задач
возлагаются на разработку и продвижение концепций ядерных установок
нового четвертого поколения, которые могут использоваться в замкнутом
ядерном топливном цикле, где количество ядерных отходов будет постоян-
но стремиться к нулю и в идеале возможен переход к принципу радиацион-
ной эквивалентности возвращаемых в природу изотопных композиций, при
этом активность отходов сравнивается с радиоактивностью, высвобожден-
ной при добыче природного урана.
Решение стоящих перед человечеством задач развития и прогресса упи-
рается в ключевой вопрос — наличие квалифицированных и мотивирован-
ных кадров.
Наш дорогой Читатель! От ваших знаний, опыта, энтузиазма фактиче-
ски зависит наше с вами будущее. А будущее, несомненно, тесно связано с
атомной энергетикой.
Авторы данной книги желают удачи настоящим и будущим атомщикам
на их профессиональном, научном поприще и жизненном пути. Sic itur ad
astra!
1
1
Sic itur ad astra — (лат.), «так восходят к звездам» или «таков путь к звездам» (цитата из «Энеиды»
Вергилия, 9,641). Источник: Meyers Großes Konversations-Lexikon.
С течением времени фраза стала неотъемлемой частью культурного наследия. Ее использование
в различных контекстах, начиная от литературы и искусства до научных и исторических текстов,
подтверждает ее универсальное значение и актуальность. Это выражение напоминает о том, что
путь к звездам может быть долгим и трудным, но в конечном итоге приводит к великим достижени-
ям и совершенству.
Приложение 1. Основные технологические параметры...
416
1.1. Основные технологические параметры РУ ВВЭР поколения I и II
Проект -210 -70 -365 -440
Мощность тепловая, МВт 760 265 1320 1375
Давление номинальное на
выходе из активной зоны, МПа
10 10 10,5 12
Температура теплоносителя
в реакторе, °С
– на входе в активную зону 252 250 252 268
– на выходе из активной зоны 273 267 280 301
Диаметр твэлов, мм 10,2 10,2 9,1 9,1
Число кассет в активной зоне,
шт.
343 132 349 349
Шаг решетки твэл, мм 14,3 144 12,2 12,2
Приложение 1
/PWR
Приложение 1. Основные технологические параметры...
417
1.2. Основные технологические параметры РУ ВВЭР поколения III и III+
Проект/РУ
-187/
-1000
-302/
-1000
-338/
-1000
-320/
-1000
-392/
-1000
-446/
-1000
-428/
-1000
-412/
-1000
-392/
-1200
-491/
-1200
-523/
-1200
-509/
-1200
Мощность тепловая, МВт 3000 3000 3000 3000 3000 3000 3000 3000 3200 3200 3200 3312
Давление номинальное на
выходе из активной зоны, МПа
15,7 88000 88000 88000 86000 86000 86000 86000 88000 90400 88000 87460
Расход теплоносителя через
реактор (при работе на 4-х
ГЦН), м
3
/ч
84800 15,7 15,7 15,7 15,7 15,7 15,7 15,7 16,2±0,3 16,2±0,3 16,2±0,3 16,2±0,3
Температура теплоносителя
в реакторе, °С
– на входе в активную зону 288 291 291 291 291 291 291 291 298,2 298,6 298,6 297,2
– на выходе из активной
зоны
322 321 321 321 321 321 321 321 328,6 329,7 329,7 328,8
Диаметр твэлов, мм 9,1 9,1 9,1 9,1 9,1 9,1 9,1 9,1 9 ,1 9,1 9,1 9 ,1
Число ТВС в активной зоне, шт. 151 163 163 163 163 163 163 163 163 163 163 163
Тип ТВС
чехло-
вой
бес-
чехло-
вой
бес-
чехло-
вой
бес-
чехло-
вой
бес-
чехло-
вой
бес-
чехло-
вой
бес-
чехло-
вой
бес-
чехло-
вой
бес-
чехло-
вой
бес-
чехло-
вой
бес-
чехло-
вой
бес-
чехло-
вой
Количество приводов СУЗ в
реакторе, шт.
109 49 61 61 85-121 * * 121 121 121 121 94
Тип привода СУЗ ЛШП ШЭМ ШЭМ ШЭМ ШЭМ-3 ШЭМ-3 ШЭМ-3 ШЭМ-3 ШЭМ-3 ШЭМ-3 ШЭМ-3 *
* Информация не найдена.
Приложение 1. Основные технологические параметры...
418
1.3. Состав систем безопасности РУ ВВЭР поколения III и III+
Проект/РУ
В-187/
ВВЭР-1000
В-302/
ВВЭР-1000
В-338/
ВВЭР-1000
В-320/
ВВЭР-1000
В-392/
ВВЭР-1000
В-428/
ВВЭР-1000
В-412/
ВВЭР-1000
В-392М/
ВВЭР-1200
В-491/
ВВЭР-1200
В-523/
ВВЭР-1200
В-509/
ВВЭР-1200
САОЗ высокого давления 3×100% 3×100% 3×100% 3×100% – 4×100% 4×100% – 4×100% – –
САОЗ низкого давления 3×100% 3×100% 3×100% 3×100% – 4×100% 4×100% - 4×100% – –
САОЗ высокого-низкого давления
(совмещённая четырёхканальная
система высокого и низкого
давления с насосами-эжекторами)
– – – – 4×100% – –
2×100% (с
внутрен ним
резервиро-
ванием)
–
2×100% (с
внутрен ним
резервиро-
ванием)
2×100% (с
внутрен ним
резервиро-
ванием)
Система аварийного ввода бора + + + + – + 4×50%
2×100% (с
внутрен ним
резервиро-
ванием
2×50%)
4×50%
2×100% (с
внутрен ним
резервиро-
ванием
2×50%)
2×100% (с
внутрен ним
резервиро-
ванием
2×50%)
Импульсно-предохранительные
устройства компенсатора
давления
3 3 3 3 3 3 3 3 3 3 3
Система быстрого ввода бора
(СБВБ)
– – – – 4×25% 4×25% 4×25% – – – –
Гидроемкости первой ступени 4×33% 4×33% 4×33% 4×33% 4×33% 4×33% 4×33% 4×33% 4×33% 4×33% 4×33%
Гидроемкости второй ступени – – – – 4×25% 4×25% 4×25% 4×33% – 4×33% 4×33%
Гидроемкости третьей ступени – – – – – – – – – – 4×33%
Система аварийной питательной
воды
3×100%* 3×100% 3×100% 3×100% – 4×100% – – 4×100% – –
Система аварийного
расхолаживания ПГ
– – – – 4×100% – 4×100% 2×100% – 2×100% 2×100%
Система пассивного отвода тепла
(СПОТ)
– – – – 4×33% – 4×33%
4×33%
(воздушное
охлаж-
дение)
4×33%
(водяное
охлаж-
дение)
4×33%
(воздушное
охлаж-
дение)
4×33%
(воздушное
охлаж-
дение)
Приложение 1. Основные технологические параметры...
419
Проект/РУ
В-187/
ВВЭР-1000
В-302/
ВВЭР-1000
В-338/
ВВЭР-1000
В-320/
ВВЭР-1000
В-392/
ВВЭР-1000
В-428/
ВВЭР-1000
В-412/
ВВЭР-1000
В-392М/
ВВЭР-1200
В-491/
ВВЭР-1200
В-523/
ВВЭР-1200
В-509/
ВВЭР-1200
Импульсно-предохранительные
устройства ПГ
2×4 2×4 2×4 2×4 2×4 2×4 2×4 2×4 2×4 2×4 2×4
Обратные клапана на
паропроводах
+ + + + – – – – – – –
Спринклерная система 3×100% 3×100% 3×100% 3×100%
совмещена
с САОЗ НД
совмещена
с САОЗ НД
совмещена
с САОЗ НД
совмещена
с САОЗ НД
(2×100%)
4×50%
совмещена
с САОЗ НД
(2×100%)
2×100%
Герметичная оболочка одинарная одинарная одинарная одинарная Двойная Двойная Двойная Двойная Двойная Двойная Двойная
Пассивная система удаления
водорода (рекомбинаторы
водорода)
–** –** –** + + + + + + + +
Система удержания и охлаждения
расплава активной зоны (ловушка
расплава)
– – – – – + + + + + +
ГЦН
ГЦН-195, ГЦН-195М, ГЦН-195М, ГЦН-195М, ГЦН-1391, ГЦН-1391, ГЦН-1391, ГЦН-1391, ГЦН-1391, ГЦН-1391, ГЦНА-1753
односкоро-
стной
односкоро-
стной
односкоро-
стной
односкоро-
стной
двухскоро-
стной
двухскоро-
стной
двухскоро-
стной
двухскоро-
стной
двухскоро-
стной
двухскоро-
стной
односкоро-
стной
* Система аварийной питательной воды и система удаления водорода (рекомбинаторы) изначально в проекте отсутствовали и были установлены на блоке в ходе модернизации.
** Система удаления водорода (рекомбинаторы) изначально в проекте отсутствовала и была установлена после модернизации.
Окончание табл. П1.3
Соседние файлы в папке Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс)