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
Приложение 1. Основные технологические параметры...
420
1.4. Основные технологические параметры РУ ВВЭР/PWR поколения III+
Проект/РУ AP1000 EPR-1600 APR1400 HPR1000
-392,
-491/
-1200
-509/
-1200
Страна-разработчик США Германия/
Франция
Южная
Корея
Китай Россия Россия
Мощность тепловая (брутто), МВт 3415 4590 4000 3150 3200 3312
Мощность электрическая, МВт 1200 1600 1450 1170 1200 1255
Расход теплоносителя через реактор, м
3
/ч 68500 113320 101340 72000 88000 87460
Давление номинальное на выходе из активной
зоны, МПа
15,513 15,5 15,82 15,5 16,2±0,3 16,2±0,3
Температура теплоносителя в реакторе, °С
– на входе в активной зоны 280,7 295,9 290,6 289,5 298,2 297,2
– на выходе из активной зоны 321,11 327,2 323,9 324,5 328,6 328,8
Количество циркуляционных петель, шт. 2 4 2 3 4 4
Число горячих ниток петель 2 4 2 3 4 4
Число холодных ниток петель 4 4 4 3 4 4
Число ТВС в активной зоне, шт. 157 241 241 177 163 163
Тип TВС Квадрат,
17×7
Квадрат,
17×17
Квадрат,
17×17
Квадрат,
17×17
Шести-
гранник
Шести-
гранник
Количество твэлов в ТВС 264 264 236 264 312 312
Диаметр твэлов, мм 9,5 9,5 9,5 9,5 9,1 9,1
Количество приводов СУЗ в реакторе, шт. 69 81 93 68 121 94
Тип парогенератора Вертикаль-
ный
Вертикаль-
ный
Вертикаль-
ный
Вертикаль-
ный
Горизон-
тальный
Горизон-
тальный
Количество ГЦН, шт. 2 4 4 3 4 4
Приложение 2
IV.
2.1. «IV»
Международный форум «Поколение IV» (GIF) был иницииро-
ван Министерством энергетики США. Встречи GIF начались в январе
2000 года, когда Управление по ядерной энергии, науке и технологиям
Министерства энергетики США (DOE) созвало группу высокопоставлен-
ных представителей правительств из девяти стран, чтобы начать обсужде-
ние международного сотрудничества в развитии ядерно-энергетических
систем поколения IV.
Эта группа, впоследствии названная Группой по политике GIF, так-
же решила создать группу старших технических экспертов для изучения
областей, представляющих взаимный интерес, и выработки рекомендаций
по областям и процессам, с помощью которых можно было бы осущест-
влять и оценивать сотрудничество. Группа старших технических экспертов
провела свое первое совещание в апреле 2000 года. Как международная ор-
ганизация GIF был официально учрежден в середине 2001 года.
Теперь GIF — это международный коллектив, представляющий прави-
тельства 13 стран, где ядерная энергетика имеет важное значение в настоя-
щее время и рассматривается как жизненно важная отрасль для будущего.
Деятельность форума посвящена совместной разработке следующего поко-
ления ядерных технологий. Первоначальными учредителями GIF являются
Аргентина, Бразилия, Канада, Франция, Япония, Южная Корея, Южная
Африка, Великобритания и США. В дальнейшем к ним присоединились
Швейцария, Китай, Россия, Австралия и, в рамках исследовательской
и учебной программы Евратома, Европейский Союз. Цель GIF — совмест-
Приложение 2. Перспективные реакторы поколения IV. Направления развития
422
ное развитие и проведение НИОКР в области ядерных энергетических тех-
нологий.
После двухлетнего обсуждения и обзора около ста концепций в конце
2002 года GIF (тогда представлявший десять стран) объявил о выборе ше-
сти реакторных технологий, которые представляют будущую форму ядерной
энергетики для развертывания в период с 2010 по 2030 год. Они были вы-
браны на основании того, что являются чистыми, безопасными и экономи-
чески эффективными средствами удовлетворения растущих потребностей
в энергии на устойчивой основе, в то же время оптимальными с точки зре-
ния нераспространения ядерного оружия и защищенными от террористи-
ческих атак.
Большинство из шести систем используют замкнутый топливный цикл
для максимального использования ресурсной базы и минимизации высо-
коактивных отходов, отправляемых в хранилище. Три из шести реакторов
являются реакторами на быстрых нейтронах, один может быть построен
как реактор на быстрых или тепловых нейтронах, один описывается как
эпитепловой или тепловой и один работает только на тепловых нейтронах,
то есть только два реактора из шести могут работать на тепловых нейтронах.
Смотрите также информационную табл. П2.1.
Только один реактор охлаждается легкой водой, два охлаждаются газом
(гелием), а остальные три имеют свинцово-висмутовый, натриевый метал-
лический или фторидный солевой теплоноситель. Последние три работают
при низком давлении, что дает значительное преимущество в безопасности.
В последнем урановое топливо растворено в циркуляционном теплоноси-
теле. Рабочие температуры колеблются от 510 до 1000 °C, что значительно
выше по сравнению с температурами (менее чем 330 °C) для современных
легководных реакторов, и это означает, что по крайней мере четыре из ше-
сти установок могут быть использованы, в том числе для термохимического
производства водорода.
Тесно связанная с GIF, но более ориентированная непосредственно
на поколение III/III+, многонациональная программа оценки проектов
(MDEP), созданная регулирующими органами стран-участниц программы,
была запущена в 2006 году Комиссией по ядерному регулированию США
(NRC) и Французским управлением по ядерной безопасности (ASN) для
разработки инновационных подходов к использованию ресурсов и знаний
1950 1960 1970 1980 1990 2000 2010 2020 2030
Поколение I Поколение II Поколение III Поколение III+ Поколение IV
.2.1. Развитие реакторных установок
П2.1. Международный форум «ПоколениеIV»...
423
2.1. Поколения развития атомной энергетики
I II III III+ IV
Период 1950–1960 1970–1990 1990–2000 После 2000года После 2011года
Примеры В СССР— Первая вмире
АЭС(АМ), промыш ленные
уран-графитовые реакто-
ры (АДВ, АМБ идр.), ВВЭР-
440/230, БР-5.
Вмире ‒ Shippingport,
Magnox, AGR, Fermi 1
иDresden 1
PWR иВВЭР,
BWR, CANDU,
БН-350/600, РБМК
ABWR, ESBWR, APR1400, ВВЭР В-320,
AЭС-92, АЭС-2006, AP1000, EPR1600
Комментарии Ранние прототипы реак-
торов различных типов
Крупные ком-
мерческие
электростанции,
эксплуатируемые
до2020-х годов
Улучшенные
проектыLWR
срасширенны-
ми функциями
безопасности
Эволюционные кон-
струкции, предлагаю-
щие улучшенные усо-
вершенствованные
экономические харак-
теристики ипримене-
ние функции пассив-
ной безопасности
– Экономическое преи-
мущество вжизненном
цикле.
– Повышенная безопас-
ность сопорой напас-
сивные системы ипри-
родную устойчивость.
– Минимальные отходы.
– Обеспечение принципов
нераспространения ДЯВ
Одним изпризнаков принадлежности
кпоколению III/III+ является сертифи-
кация потребованиям МАГАТЭ регули-
рующими органамиEUR (вЕвропе) или
EPRI/URD (вСША)
1
1
EPRI — Научно-исследовательский институт электроэнергетики вСША. В1991году пять европейских регулирующих органов сочли, что по-
требуется более открытая спецификация, охватывающая более широкий спектр конструкций. Таким образом, была создана Организация
поевропейским требованиям крегуляторам (EUR), которая охватывает широкий спектр условий для эффективной ибезопасной работы
атомной электростанции. Кним относятся компоновка итехнические характеристикиРУ, системы, материалы, компоненты, методология
вероятностной оценки безопасности иоценка готовности. Несмотря нато, что проектРУ по-прежнему требует одобрения регулирующих
органов вкаждой стране, соответствие требованиямEUR указывает нато, что конструкция реактора соответствует перечню требований,
установленных регулирующими органами для следующего поколения легководных реакторов. Установки, сертифицированные постандарту
EUR, включают всебя самые разные конструкции: AP1000, АЭС-92 (сВВЭР-1000/В-392), АЭС-2006 (ВВЭР-1200), EPR, ABWR, KERENA иBWR90 идр.
Приложение 2. Перспективные реакторы поколения IV. Направления развития
424
национальных регулирующих органов, рассматривающих новые проекты
реакторов. В программе участвуют МАГАТЭ и 15 стран.
В конечном итоге программа направлена на разработку многонацио-
нальных нормативных стандартов для проектирования реакторов поколе-
ний III/III+ и далее поколения IV. MDEP объединяет ресурсы своих членов
ядерных регулирующих органов с целью:
• сотрудничества в проведении экспертиз безопасности конструкций
ядерных реакторов, которые строятся и проходят лицензирование
в нескольких странах;
• изучения возможностей и потенциала для гармонизации норматив-
ных требований и практики.
Страны-участницы также выпускают отчеты и руководящие документы,
которые распространяются на международном уровне за пределами член-
ства в MDEP. В программу входят пять проектных рабочих групп (по реа-
лизуемым проектам реакторов поколения III/III+): EPR, AP1000, APR1400,
ВВЭР, ABWR и одна группа по конкретному вопросу: сотрудничество в об-
ласти инспекции поставщиков. MDEP используется для обмена информа-
цией между странами, занимающимися сертификацией конкретных новых
конструкций реакторов, в частности конструкций EPR, AP1000, APR1400,
ВВЭР и ABWR-ESBWR. Члены MDEP изучают различные нормы проек-
тирования, чтобы обеспечить неизменно высокие стандарты безопасности
в разных странах. В конечном итоге этому будет способствовать гармони-
зация требований к конструкции, подобно тому, как это было достигнуто
в гражданской авиации.
Среди реакторов IV поколения (табл. П2.2) выделяют типы реакторов
на тепловых нейтронах (E от 0,005 до 0,5 эВ) и типы реакторов на эпитепло-
вых (Е от 0,5 эВ до 50 кэВ) и быстрых нейтронах (Е от 0,2 до 20 МэВ).
Для каждого типа реакторов были разработаны сроки и фазы в ис-
следованиях и разработках, разделенные на три последовательных этапа
(рис. П2.2):
• фаза жизнеспособности (теория), когда основные концепции прове-
ряются в соответствующих условиях, а также выявляются и решаются
все потенциальные технические препятствия;
• фаза производительности (проект), когда технологические процессы,
параметры и возможности материалов в рамках инженерного проекта
проверяются и оптимизируются на прототипах установок;
• фаза показательная (воплощение), когда завершено детальное проек-
тирование, лицензирование, строительство и осуществляется эксплу-
атация установки, с целью доведения ее до стадии промышленного
внедрения.
П2.1. Международный форум «ПоколениеIV»...
425
2.2. Типы реакторов поколения IV. Основные характеристики
-
(GFR)
-
- -
(LFR)
-
-
(MSR)
-
-
(SFR)
-
--
(SCWR)
-
-
(VHTR)
Спектр нейтронов
(быстрые/тепло-
вые)
Быстрые Быстрые Быстрые Быстрые Тепловые или
быстрые
Тепловые или
эпитепловые
Теплоноситель Гелий Свинец или свинец/
висмут
Соли фторидов Натрий Вода Гелий
Температура, °C 850 480–800 700–800 550 510–625 900–1000
Давление
(высокое –
7–15МПа)
Высокое Низкое Низкое Низкое Очень высокое Высокое
Топливо
238
U*
238
U* Соли UF
238
U иMOX UO
2
UO
2
Призма или
сфера-шарик
Топливный цикл Закрытый,
натерритории
Закрытый,
региональный
Закрытый Закрытый Открытый
(тепловые)
закрытый
(быстрые n)
Открытый
Мощность, МВт 1200 20–180**,
300–1200,
600–1000
1000 300–1500,
1000–2000
300–700
1000–1500 250–300
Конечный
продукт
Электро энергия
иводород***
Электроэнергия
иводород***
Электроэнергия
иводород***
Электроэнергия Электроэнер-
гия
Электроэнер-
гия иводо-
род***
* Сдобавлением
235
U или
239
Pu.
** Модуль типа «Батарея» сдлительным сроком службы активной зоны кассеты (15–20лет) или сменным реакторным модулем.
*** Такие установки могут эффективно производить водород благодаря своей высокой рабочей температуре, которая также полезна для
обеспечения технологического тепла, например, нефтеперерабатывающих заводов, которые также будут использовать водород вкачестве
сырья для улучшения энергетических характеристик перерабатываемого ископаемого топлива.
Приложение 2. Перспективные реакторы поколения IV. Направления развития
426
2.2.
GFR
Система GFR (Gas-cooled Fast Reactor — газоохлаждаемый реактор
на быстрых нейтронах) представляет собой высокотемпературный реак-
тор быстрого спектра с гелием и замкнутым топливным циклом (рис. П2.3,
П2.4). Он сочетает в себе преимущества систем быстрого спектра для долго-
срочной устойчивости урановых ресурсов и минимизации отходов (за счет
многократной переработки топлива и деления долгоживущих актинидов)
с преимуществами высокотемпературных систем (высокая эффективность
теплового цикла и промышленное использование генерируемого тепла,
аналогично высокотемпературному газовому реактору VHTR).
Преимущества газового теплоносителя заключаются в том, что он хими-
чески инертен (позволяет работать при высоких температурах без коррозии
и радиоактивности теплоносителя) и однофазен (исключает кипение).
Как и другие реакторы с гелиевым теплоносителем, которые уже работа-
ли или находятся в стадии разработки, GFR будут высокотемпературными
установками (800–850 °C).
В них используется реакторная технология, аналогичная VHTR, пригод-
ная для выработки электроэнергии, термохимического производства водо-
рода или другого технологического тепла. Референтный блок GEN IV GFR
(рис. П2.4) предлагается мощностью 2400 МВт/1200 МВт с температурой
активной зоны на выходе 850 °C, с массивным стальным корпусом реактора
и тремя петлями по 800 МВт. Высокая температура активной зоны на вы-
ходе предъявляет значительные требования к топливу для непрерывной
работы с высокой плотностью мощности, необходимой для хорошей эконо-
мии нейтронов в активной зоне — это признано самой большой проблемой
при разработке системы GFR.
ПЛАН-ГРАФИК 2002 ПЛАН-ГРАФИК 2013
VHTR
SFR
SCWR
MSR
LFR
GFR
VHTR
SFR
SCWR
MSR
LFR
GFR
2000 2005 2010 2015 2020 2025 2000 2005 2010 2015 2020 2025 2030
Теория Проект Воплощение Теория Проект Воплощение
.2.2. Графики этапов разработки ивнедрения проектов РУ поколения IV
П2.2. Газоохлаждаемые реакторы набыстрых нейтронахGFR
427
Что касается электричества, то в первом контуре будет непрямой цикл
с гелием, во втором контуре газообразный гелий будет непосредственно
приводить в движение газовую турбину (цикл Брайтона), а паровой цикл
будет включать в себя третий контур. У GFR будет самогенерирующая (раз-
множающая) активная зона со спектром быстрых нейтронов и без зоны вос-
производства. Разрабатывается нитридное или карбидное топливо, которое
включает обедненный уран и любые другие расщепляющиеся или воспро-
изводящиеся материалы в виде керамических штифтов или пластин с содер-
жанием плутония от 15 до 20%. Как и в случае с SFR, отработанное топливо
будет перерабатываться на месте, а все актиниды будут повторно перерабо-
таны, чтобы свести к минимуму образование долгоживущих радиоактивных
отходов.
В табл. П2.3 представлены проекты некоторых реакторных устано-
вок GFR поколения IV.
Электросеть
Рекуператор
Отвод
тепла
Доохладитель
Компрессор
Отвод
тепла
Компрессор
Промежуточный
охладитель
Турбина
Приводы СУЗ
Реактор
Гелий
А. з.
.2.3. Тепловая схема газоохлаждаемого реактора набыстрых нейтронах GFR
Приложение 2. Перспективные реакторы поколения IV. Направления развития
428
GFR — это единственная конструкция поколения IV, не имеющая пря-
мых предшественников. Хотя, надо отметить существование вплоть до конца
1980-х годов в разных странах разработок, которые в определенной степени
оказали влияние на современное состояние проектов GFR. Например, де-
монстрационный проект General Atomics (GA) GCFR выходной мощностью
до 350 МВт.
В 2020-х годах в рамках GIF GA представила в проекте Модуля умножи-
теля энергии (EM
2
) новую концепцию реактора, технологии которой были
созданы на основе опыта разработки газоохлаждаемых реакторов в GA,
включая высокотемпературный газоохлаждаемый реактор (HTGR), газоох-
лаждаемый быстрый реактор (GCFR) и газотурбинный модульный гелие-
вый реактор (GT-MHR), с прогнозируемым сроком развертывания (начала
строительства) на 2030 годы.
He
SiC
(U-Pu)C
а
б
в
.2.4. Типовой проектGEN IVGFR.
Реакторная установка спромежуточными теплообменниками (а), защитная сфериче-
ская оболочка вздании РУ (б), вариант компонента пластинчатойТВС ссотовой пла-
стиной твэл (в)
П2.2. Газоохлаждаемые реакторы набыстрых нейтронахGFR
429
Для всех реакторов прямого цикла предпочтительным теплоноси-
телем является гелий. В варианте установки с непрямым циклом сверх-
критический CO
2
(S-CO
2
) является вторичным теплоносителем. Для
концепции непрямого цикла мощностью 2400 МВт рассматриваются раз-
личные конструкции, вторичные контуры и рабочие теплоносители, на-
пример, Агентство по атомной энергии Японии (JAEA) разрабатывает GFR,
который имеет бланкеты для размножения нового делящегося материала,
достаточного для работы в замкнутом топливном цикле.
Соглашение о разработке системы GFR было подписано в конце
2006 года Евратомом, Францией, Японией и Швейцарией. Следует отме-
тить, что в то время как в предыдущие годы Франция принимала активное
участие в разработке концепции GFR, в частности в концептуальном про-
ектировании, оценке безопасности и разработке топлива, в 2010 году при-
оритеты французских исследований были переориентированы на реакторы
на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, что привело к умень-
шению объема инвестиций в систему GFR. Кроме того, авария на АЭС
«Фукусима» в 2011 году сместила приоритеты с GFR в Японии и в меньшей
степени в Швейцарии. В дополнение к своим национальным программам,
Франция и Швейцария являются активными членами Евратома, а ряд орга-
низаций во Франции и PSI в Швейцарии являются членами проекта GoFastR
(Euratom FP7), который до 2013 года вносил основной вклад Евратома в раз-
витие системы GFR GIF. Характеристики некоторых концептуальных про-
ектов GFR GEN IV представлены в табл. П2.4.
В середине 2013 года четыре института ядерных исследований и инжи-
ниринговые компании из Вышеградской (объединение Польши, Чехии,
Словакии и Венгрии) группы государств Центральной Европы (V4) догово-
рились о создании центра совместных исследований, разработок и иннова-
ций в области ядерных реакторов четвертого поколения. Центр передового
опыта V4G4 был создан научно-исследовательской инжиниринговой ком-
2.3. Проекты реакторных установокGFR поколения IV
-
-
ALLEGRO ALLEGRO EURATOM Гелий Проект Евросоюз GFR
EM2 Energy
Multiplier
Module
General
Atomics
Гелий Концеп-
туальный
проект
США GFR
KAMADO FBR KAMADO FBR CREIPI Диоксид
углерода
Концеп-
туальный
проект
Япония GFR
Соседние файлы в папке Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс)