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 2. Перспективные реакторы поколения IV. Направления развития
480
выполнения всех предусмотренных программой испытаний. Испытания за-
вершились в августе 2016 года и в октябре 2016 года энергоблок был введен
в промышленную эксплуатацию, став крупнейшим в мире энергоблоком
с реактором на быстрых нейтронах.
Одно из направлений развития реакторных технологий, которыми за-
нимается Госкорпорация «Росатом», — это большие реакторы с натриевым
теплоносителем. Параллельно сооружению и вводу в эксплуатацию БН-800
ведутся работы по разработке проекта энергоблоков повышенной мощности
БН-1200 и БН-1200М.
Они создаются на базе опыта, накопленного за много десятилетий соз-
дания и работы быстрых реакторов. В проектах новых установок исполь-
зуются технические решения, зарекомендовавшие себя при эксплуатации
энергоблоков с реакторами БН-600 и БН-800.
Цель проекта БН-1200 — создание серийного коммерческого энергобло-
ка с быстрым натриевым реактором, предназначенного для работы в ЗЯТЦ,
сопоставимого по технико-экономическим показателям с лучшими тради-
ционными и возобновляемыми источниками электрогенерации.
Проект БН-1200 — основа создания серийных быстрых натриевых
реакторов. Разработан технический проект РУ серийного энергоблока,
по безопасности соответствующего требованиям GIF Generation IV. При со-
Электродвигатель
Вал насоса
Обратный клапан
Главный циркуляционный насосПромежуточный теплообменник ПТО
Вход натрия
второго контура
Выход натрия
второго контура
Вход натрия
первого контура
Выход натрия
первого контура
.2.28. Конструкция промежуточного теплообменника иглавного
циркуляционного насоса реактора БН-800
П2.5. Реактор набыстрых нейтронах снатриевым теплоносителемSFR
481
хранении базовых технических решений, апробированных в проектах
БН-600 и БН-800, в этом проекте за счет ряда новых решений обеспечены
требуемые технико-экономические характеристики и дополнительно повы-
шена безопасность при обеспечении конкурентоспособности с различными
видами энергогенерации.
В АО «ОКБМ им. И.И. Африкантова» разработан детальный техниче-
ский проект реактора БН-1200М. Как следует из названия, это модерни-
зированный реактор на быстрых нейтронах электрической мощностью
1200 МВт. Его тепловая мощность — 2800 МВт. Теплоноситель — натрий.
Предусмотрено четырехпетлевое исполнение с симметричным исполнени-
ем петель. Для использования в активной зоне БН-1200М рассматриваются
оксидное и нитридное топливо. Приоритетным вариантом считается плот-
ное смешанное уран-плутониевое нитридное топливо.
В табл. П2.14 представлены сравнительные характеристики РУ БН-800
и БН-1200/БН-1200М.
2.14. Сравнительные параметры реакторов БН-800 иБН поколения IV
-800 -1200 -1200
Мощность, МВт(т)/
МВт(э)
2100/885 2800/1220
Реактор Оборудование
итрубопроводы
системы очистки
натрия первого
контура вне бака
реактора
Полное интегрирование вбак
реактора оборудования исистем,
содержащих радиоактивный натрий
Количество петель
второго контура
3 4 (идентичные)
Количество петель
САОТ
3 (подключены
ко2контуру)
4 (подключены к1 контуру)
Количество ПТО 2 напетлю 1 напетлю
Количество модулей
ПГ
60 (30 испари-
тельных и30па-
роперегрева-
тельных)
8
ГЦН-2 Со свободным уровнем натрия Герметичный,
размещен
наПТО
Масса, т 6017,9 6298,4 5487,3
Приложение 2. Перспективные реакторы поколения IV. Направления развития
482
-800 -1200 -1200
Назначенный
срок службы
незаменяемого
оборудования, лет
45 60
КПД АЭС (брутто/
нетто), %
41,9/38,8 43,6/40,5
КИУМ, отн. ед. 0,85 0,9
Компоновка Интегральная Интегральная Интегральная
Вид топлива Двуокись урана
иплутония
(UPuO₂)
(БН-800 полно-
стью перешел
наМОКС-топли-
во в2022году)
Двуокись урана
иплутония
(UPuO₂)
Двуокись урана
иплутония/
нитрид урана
иплутония
(UPuO₂/UPuN)
Коэффициент
воспроизводства
0,85(плутоние-
вый коэффици-
ент)
1,0 1,2-1,4
Температура тепло-
носителя попервому
контуру навходе/
выходе ПТО, °C
535/368 547/354 550/410
Температура тепло-
носителя повторому
контуру навходе/
выходе ПГ, °C
505/318 505/309 527/355
Параметры третьего контура:
температура острого
пара, °C
505 490 510
давление острого
пара, МПа
14 14 17
температура
питательной воды, °C
240 210 275
Окончание табл. П2.14
П2.6. Сверхкритический водоохлаждаемый реакторSCWR
483
Детальная проработка схемно-компоновочных и архитектурно-строи-
тельных решений и оптимизация генерального плана (рис. П2.29) привели
к сокращению строительных объемов — площадь застройки БН-1200М со-
кратилась в 1,8 и 1,6 раза, удельный объем — в 2,2 и 1,4 раза по отношению
к БН-800 и БН-1200.
В июле 2025 года дан старт работам подготовительного этапа строитель-
ства энергоблока № 5 на Белоярской АЭС — первого серийного блока с ре-
актором IV поколения БН-1200М.
Задача на 2026 год — получить лицензию на сооружение БН-1200М.
На 2027 год запланирована заливка первого бетона, к 2030 году должно быть
завершено сооружение строительных конструкций, изготовление и постав-
ка оборудования длительного цикла изготовления. План до 2035 года — по-
лучить лицензию на эксплуатацию, физический и энергетический пуски
и ввести блок в эксплуатацию.
2.6.
SCWR
Сверхкритические жидкости — это жидкости, находящиеся выше тер-
модинамической критической точки, определяемой как самая высокая
температура и давление, при которых газ и жидкость могут сосуществовать
в равновесии.
Сверхкритический водоохлаждаемый реактор очень высокого давле-
ния, который работает выше термодинамической критической точки воды
(374 °C, 22 МПа — сверхкритические параметры), обеспечивает тепло-
вой КПД примерно на треть выше, чем у современных легководных реак-
торов. Сверхкритическая вода (25 МПа и 510–550 °C), как промежуточная
двухфазная среда, приводит в движение турбину напрямую, без какого-ли-
БН-800
БН-1200
БН-1200М
.2.29. Сравнение габаритных компоновок блоков БН-800, 1200 и1200М
Приложение 2. Перспективные реакторы поколения IV. Направления развития
484
бо вторичного парового контура, что упрощает всю реакторную установку
(рис. П2.30). Пассивные функции безопасности аналогичны функциям ре-
акторов с кипящей водой.
В настоящее время в различных странах (Россия, США, Япония,
Германия, Канада, Китай и др.) разработаны или разрабатываются концеп-
туальные проекты водоохлаждаемого реактора со сверхкритическими пара-
метрами (SCWR). Сравнительные характеристики зарубежных реакторов
с СКП представлены в табл. П2.15.
Предлагается упрощение схемы энергоблока и его оборудования путем
перехода на одноконтурную схему циркуляции теплоносителя со сниже-
нием капитальных затрат и эксплуатационных расходов. При указанном
подходе и температуре теплоносителя на выходе из реактора 500–625 °С
Приводы СУЗ
Реактор
А. З.
Турбина
Генератор
Конденсатор
Насос
Отвод тепла
Электро-
сеть
Теплоноситель – вода
со сверхкритическими
параметрами
.2.30. Сверхкритический водоохлаждаемый реактор SCWR (SuperCritical Water-
cooled Reactor)
П2.6. Сверхкритический водоохлаждаемый реакторSCWR
485
2.15. Характеристики зарубежных проектов водоохлаждаемых реакторов сСКП
SCWR- R,
SCLWR,
SCWR
INEEL,
Ultra-CANDU+,
Canadian SCWR,
HPLWR,
China
CSR- 1000,
SCFR,
Тепловая мощность,
МВт
3989 (3846) 2273 (2740) 3570 (3575) 2540 2188 2300* 2284 3832 (3893)
Электрическая
мощность, МВт
1739 (1700) 950 (1217) 1600 1220 (1140) 1000 1000 1698 (1728)
КПД, % 43,7 (44) 42 (44,4) 44,8 48 (45) 44 43,5* 43 44,3 (44,4)
Температура
питательной воды, °С
350 (280) 280 280 350 280 280 280
Температура острого
пара, °С
510 (508) 508 500 625 508 (500)* 500 523 (526)
Давление острого пара,
МПа
25 25 25 25 25 25 25
Спектр нейтронов Т Т Т Т Т Т Б
Расход питательной
воды, кг/с
2518 (1862) 1816 (1342) 1843 1312 (1320) 1113 (1160) 1177 1897 (1694)
: Т— тепловой спектр нейтронов; Б— быстрый спектр нейтронов; вскобках данные [12]; срок эксплуатации предусматривается
от60 до75лет (Canadian SCWR).
Приложение 2. Перспективные реакторы поколения IV. Направления развития
486
снижение капитальных затрат на строительство энергоблоков с электриче-
ской мощностью 1000–1200 МВт оценивается 20–40%. Рассматриваются
реакторы с тепловым и быстрым, а также со смешанным спектром (быстро-
резонансным спектром) нейтронов в активной зоне с различными схемами
циркуляции теплоносителя.
Топливом является оксид урана, обогащенный в случае варианта с от-
крытым топливным циклом. Активная зона может использовать спектр
тепловых (эпитепловых) нейтронов с теплоносителем в виде легкой или тя-
желой воды или быть быстрым реактором с полной рециркуляцией акти-
нидов на основе традиционной переработки. Это связано с тем, что SCWR
опирается как на большой опыт BWR, так и на опыт электростанций, рабо-
тающих на ископаемом топливе при сверхкритических параметрах среды.
Первостепенное значение при этом имеет обеспечение безопасности
атомных электростанций.
Японские исследования конструкции реактора высокого давления под-
твердили целевой тепловой КПД в 44% при температуре активной зоны
на выходе 500 °C и оценивают потенциальное снижение стоимости на 30%
по сравнению с существующими PWR. Ожидается, что характеристики
безо пасности будут аналогичны ABWR. Канада разрабатывает конструкцию
реактора типа тепловой трубы с теплоносителем в виде тяжелой воды.
Евратом, Канада и Япония подписали системные договоренности
по SCWR в рамках Рамочного соглашения, в 2011 году к ним присоеди-
нилась Россия, а в 2014 году – Китай. В настоящее время ожидаются до-
говоренности по проекту в области теплогидравлики и безопасности.
Предварительные концептуальные проекты SCWR включают CANDU
(Канада), LWR (Евратом) и быстрые нейтроны (Япония).
Данное направление формируется на основе опыта тепловой энергетики
и создания реакторных установок с внутриреакторным («ядерным») пере-
гревом пара. Эксплуатировались следующие реакторные установки с «ядер-
ным» перегревом пара: BORAX–V, BONUS и Pathfinder в США; АМБ-100
и АМБ-200 Белоярской АЭС в России. Давление в этих реакторах было
ниже критического (P<P
крит
=22,1 МПа), а температура перегретого пара
была выше критической температуры (Т>T
крит
=374 °С).
C кипением теплоносителя и с последующим перегревом пара проекти-
ровался действующий реактор ВК-50 (пуск в 1965 г., Димитровград, Россия).
При эксплуатации этих установок c параметрами пара P<P
крит
и Т>T
крит
была
сложна реализация технологического процесса с фазовым переходом и пе-
регревом пара с достижением закритической температуры, что не позволило
рекомендовать полученный опыт для широкого практического внедрения.
Поэтому реактор ВК-50 эксплуатируется только как кипящий корпусной
реактор, планируемый при разработке проекта перегрев пара в активной
зоне не был реализован.
П2.6. Сверхкритический водоохлаждаемый реакторSCWR
487
Повышение давления с докритического до сверхкритического исключа-
ет фазовый переход. Как следствие, а также с учетом положительного опыта
применения сверхкритических параметров в тепловой энергетике, целесо-
образна переоценка перспективности данного направления в ядерной энер-
гетике с новыми параметрами пара — P>P
крит
и Т>T
крит
.
Основными направлениями исследований, по данным Академии наук
Китая, являются конструкционные материалы и теплогидравлика.
Преимущества:
• увеличение коэффициента воспроизводства топлива;
• снижение расхода природного урана;
• использование в замкнутом топливном цикле;
• применение одноконтурной схемы реакторной установки;
• использование апробированных решений РУ;
• использование опыта установок со сверхкритическим давлением воды
в тепловой энергетике;
• использование опыта применения ядерного перегрева пара на прото-
типах;
• высокая тепловая экономичность и эффективность (КПД до 50%);
снижение электрической мощности, затрачиваемой на собственные
нужды; эффективное использование ядерного топлива и др.);
• возможность упрощения схемы энергоблока и его оборудования,
то есть снижение капитальных затрат и эксплуатационных расходов;
• проектная «гибкость» (flexibility), под которой понимается примене-
ние в проектах SCWR как теплового, так и быстрого спектров нейтро-
нов, а также возможность применения когенерационных технологий
(производство электроэнергии и тепла).
Недостатки:
• турбина, как и в кипящем реакторе, является частью радиоактивного
контура;
• высокое давление в контуре предъявляет высокие требования к кон-
струкционным материалам.
2.6.1.
SCWR INEEL (SCWR-US)
В США работы по SCWR в рамках «Generation IV» проводились под на-
учным руководством INEEL (Idaho National Engineering and Environmental
Laboratory — Национальная инженерная и экологическая лаборатория
Айдахо) с определенной целью — снижение капитальных и эксплуатаци-
онных затрат будущих энергоблоков. В разработке концепции участво-
вали специалисты различных компаний: INEEL, ANL (Argonne National
Приложение 2. Перспективные реакторы поколения IV. Направления развития
488
Laboratory — Аргоннская национальная лаборатория) — обоснование ста-
бильности режимов эксплуатации; ORNL (Oak Ridge National Laboratory ‒
Национальная лаборатория Ок-Ридж) — выбор материалов; Westinghouse
Electric Company (Компания «Вестингауз электрик») — проекты кон-
тейнмента и систем безопасности; BREI (Burns & Roe Enterprises Inc. —
Корпорация «Бернс и Роу») — режимы эксплуатации и MIT (Massachusetts
Institute of Technology — Массачусетский технологический институт) — кор-
розионные испытания. Концептуальный проект завершен в 2003 г.
Приняты следующие технические решения:
• реализуется прямой цикл с подачей пара из реактора в турбину, что по-
зволяет снизить капитальные затраты при сооружении энергоблока;
• в активной зоне реактора создается тепловой спектр нейтронов, вода
является теплоносителем и замедлителем;
• применяется в качестве топлива низкообогащенный диоксид урана
(х = 5%) с освоенной технологией изготовления таблеток диоксида
урана;
• планируется использование атомной станции в базовом режиме на-
грузки.
Конструкция реактора подобна конструкции PWR c однозаходной схе-
мой циркуляции теплоносителя в активной зоне (рис. П2.31), а также про-
работан и вариант, подобный BWR (рис. П2.32). Корпус реактора имеет
следующие размеры: высота — 12,4 м; внутренний диаметр — 5,35 м; толщи-
на корпуса — 0,46 м; масса — 780 т. Два патрубка на корпусе используются
для подвода теплоносителя, два — для отвода пара на турбину. Предельно
допустимый флюенс нейтронов на корпусе равен 5×10
19
нейтр/cм
2
(энергия
нейтронов Е>1 МэВ).
Размеры активной зоны (первый вариант): высота — 4,3 м; диаметр —
3,93 м. В активной зоне расположены 145 ТВС, в каждой из которых разме-
щены 300 твэлов с шагом 11,2 мм. Диаметр твэла — 10,2 мм. Оболочка твэлов
предусматривается из никелевого сплава толщиной 0,63 мм. Выгорание то-
плива при начальном обогащении 5% ограничивается 45 МВт сут/кг UO
2
.
Предлагаемые варианты активной зоны различаются размещением водяных
полостей в пределах ТВС, т.е. в топливной решетке (первый вариант) или
между ТВС (второй вариант).
В первом варианте активной зоны в ТВС размещены 36 «водяных стол-
бов» — водяных полостей квадратного сечения, в которых могут разме-
щаться 16 пэлов системы управления и защиты (в 16 центральных «водяных
элементах»). Поглощающий материал в пэле — В
4
С (пэлы аварийной защи-
ты) и Ag-In-Cd (пэлы для регулирования мощностью). Перепад давления
теплоносителя на активной зоне равен 0,15 МПа при расходе 1660 кг/с (90%
номинального расхода).
П2.6. Сверхкритический водоохлаждаемый реакторSCWR
489
Средняя удельная энергонапряженность активной зоны равняется 69,4
кВт/л, то есть в 1,5 раза меньше, чем в современных ВВЭР и PWR. Средняя
линейная нагрузка равна 192 Вт/см (максимальная – 390 Вт/см, что меньше,
чем в ВВЭР и PWR).
Наряду с первым вариантом — с размещением полостей с водяным за-
медлителем или твердым замедлителем ZrHx в ТВС рассмотрен и второй
вариант с использованием условно «канального» варианта. Между чехло-
выми ТВС (в виде каналов с теплоизолирующими чехлами) циркулирует
сверху вниз «холодный» теплоноситель с практически неизменной плотно-
стью, основная задача которого на этапе движения в зазоре между ТВС —
замедление нейтронов. В нижней части, под активной зоной теплоноситель
перемешивается и поступает в ТВС (каналы) для отвода тепла от твэлов.
Рабочие органы СУЗ расположены в нижней части корпуса как в BWR.
Расположение СУЗ сверху, по-видимому, не было принято из-за возмож-
ных протечек и перемешивания «холодного» и «горячего» потоков теплоно-
сителя с флуктуациями давления. В этом варианте (с органами СУЗ снизу
1
2
3
4
5
6
9
8
7
500 °С
280 °С
Активная зона
.2.31. Реактор SCWR INEEL– первый вариант реактора.
1– патрубок «холодный»; 2– верхняя опорная плита; 3– каналы приводовСУЗ; 4–
защитные трубы; 5– патрубок «горячий»; 6– паропровод; 7– нижняя опорная плита
активной зоны; 8– каналы «водного столба» ТВС; 9– верхняя плита активной зоны
Соседние файлы в папке Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс)