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 1. Атомная энергетика
60
‒ подачи в первый контур раствора борной кислоты совместно с си-
стемой быстрого ввода бора (СБВБ) для перевода реакторной
установки в подкритическое состояние в режимах с отказом сраба-
тывания аварийной защиты реак тора;
‒ используется для поддержания реактора в подкритическом состоя-
нии в условиях расхолаживания.
• Система защиты первого контура от превышения давления включает
в себя три независимых импульсно-предохранительных устройства,
установленных параллельно.
• Система быстрого ввода бора состоит из четырех каналов (по числу
петель первого контура) и предназначена для ввода в теплоноситель
первого контура концентрированного раствора бора в режиме отказа
аварийной защиты реактора. Является специальной пассивной систе-
мой для управления запроектными авариями.
• Система пассивного залива активной зоны первой ступени (ГЕ-1) обе-
спечивает залив тепловыделяющих сборок раствором борной кислоты
при авариях вплоть до полного разрыва ГЦТ и совпадения этого со-
бытия с потерей всех источников переменного тока на непродолжи-
тельное время.
• Система пассивного залива активной зоны (ГЕ-2) рассчитана на запро-
ектную аварию с разрывом главного циркуляционного трубопровода
и одновременным отказом дизельных генераторов и должна обеспе-
чивать длительную подачу борного раствора для охлаждения активной
зоны (система состоит из четырех групп, в каждой группе две емкости
по 120 м³).
• Система аварийной подачи питательной воды ориентирована на ава-
рийные ситуации, связанные с обесточиванием энергоблока и нару-
шением нормальной подачи питательной воды в ПГ.
• Система аварийного расхолаживания ПГ предназначена для расхола-
живания ПГ по замкнутому циклу: отбор пароводяной смеси из ПГ =>
возврат конденсата пара обратно в ПГ.
• Система пассивного отвода тепла (СПОТ) вступает в действие при за-
проектных авариях с полным обесточиванием АЭС и потерей надеж-
ного электропитания от дизельных генераторов.
• Система защиты второго контура от превышения давления включает
в себя паросбросные устройства и предохранительные клапаны, сра-
батывающие в случае чрезмерного повышения давления в некоторых
аварийных режимах и в режимах с непредусмотренным снижением
нагрузки турбогенератора.
• Спринклерная система предназначена для снижения давления в герме-
тичной оболочке в случаях аварий с разрывом трубопроводов первого
или второго контуров.
1.6. Ретроспективный анализ развития технологии ВВЭР и PWR
61
• Система пассивного удаления водорода. В данном случае используют-
ся так называемые рекомбинаторы водорода, которые снижают кон-
центрацию водорода в герметичной оболочке до приемлемых уровней
с целью исключения образования гремучей смеси. Принцип работы
основан на пассивном действии, за счет химического взаимодействия
гремучих газов с элементами рекомбинаторов.
• Система аварийного газоудаления предназначена для удаления паро-
газовой смеси из первого контура реакторной установки (реактора,
компенсатора давления, коллекторов парогенераторов) в аварийных
ситуациях.
• Устройство локализации расплава (ловушка расплава) – система удержа-
ния и охлаждения расплава активной зоны при запроектных авариях.
Каждый проект АЭС на основе ВВЭР-1000 включает в себя вышеупо-
мянутые системы безопасности в той или иной комбинации, при этом
в дальнейших поколениях ВВЭР (Поколение III повышенной безопасности
и Поколение III+) баланс применения пассивных и активных систем безо-
пасности смещается в сторону пассивных.
Проект В-187
В 1969 году принято техническое задание на разработку РУ ВВЭР-
1000. Головным проектом стал В-187, разместить его решили на площадке
Нововоронежской АЭС. Ввод его в промышленную эксплуатацию состоял-
ся в 1981 году.
Новая РУ отличалась от ВВЭР-440 повышенной более чем в два раза
мощностью. Впервые были принципиально изменены размеры, пропорции
и структура активной зоны. Ее диаметр был увеличен с 288 до 312 см, а вы-
сота — с 250 до 353 см.
Наряду с этим на 1/3 возросла энергонапряженность (до 111 кВт/л).
Одним из важнейших решений, обеспечивших рост мощности активной
зоны без пропорционального увеличения реактора, стало изменение кон-
струкции СУЗ.
Вместо выведения из активной зоны части топлива с его замещением на
поглощающие секции кассет АРК, стали применяться сборки стержней СУЗ,
вводимые в каналы неподвижных ТВС (всего приводов СУЗ — 109 шт.). От-
пала необходимость резервирования не занятого топливом пространства под
АЗ для сброса кассет АРК, и это позволило использовать сэкономленный
объем для размещения дополнительного топлива. Таким образом, при неиз-
менной высоте корпуса реактора удалось нарастить высоту АЗ на ~40%.
Для увеличения мощности был почти исчерпан резерв роста габаритов
корпуса реактора при сохранении его транспортабельности по железной до-
роге: внутренний диаметр расширился с 3560 до 4070 мм, а толщина стенки
в цилиндрической части увеличилась с 14 до 19 см.
Глава 1. Атомная энергетика
62
Существенно изменилась и структура активной зоны. Диаметр твэлов
остался прежним (9,1 мм), но шаг решетки увеличился до 12,75 мм, что
облегчило циркуляцию теплоносителя, интенсивность которой возросла.
Вместо 349 кассет новая АЗ содержала 151 чехловую ТВС значительно боль-
шего сечения (317 твэлов в кассете вместо 126 у ВВЭР-440).
В результате этих преобразований загрузка урана в мало изменившийся
по размерам реактор возросла более чем в ~1,5 раза (до ~66 тонн в металли-
ческом эквиваленте).
Получить при этом двукратный прирост мощности блока удалось за счет
наращивания параметров реактора, оптимизации теплосъема, увеличения
эффективности второго контура (давление пара возросло более чем на 1/3)
и роста КПД на два процентных пункта (до ~32% нетто). Основные техниче-
ские характеристики РУ ВВЭР-1000 (проект В-187) представлены в табл. 1.7.
1.7. Технические характеристикиРУ ВВЭР-1000 (проект В-187)
Мощность тепловая, МВт 3000
Давление номинальное навыходе изактивной зоны, МПа 15,7
Расход теплоносителя через реактор (приработе четырех ГЦН), м
3
/ч 84 800
Температура теплоносителя вреакторе, °С
– навходе вактивную зону 288
– навыходе изактивной зоны 322
Диаметр твэлов, мм 9,1
Число ТВС вактивной зоне, шт. 151
Тип ТВС Чехловой
Количество приводовСУЗ вреакторе, шт. 109
Тип привода СУЗ ЛШП*
* ЛШП— линейный шаговый привод.
Номинальный внутренний диаметр ГЦТ увеличился с 500 до 850 мм,
при этом вместо цельнокованых труб из аустенитной нержавеющей стали
(на ВВЭР-440) начали применяться трубы из низколегированной перлит-
ной стали с внутренней антикоррозионной плакировкой из «нержавейки».
Увеличились размеры ПГ: их внутренний диаметр достиг четырех метров
по сравнению с 3,2 метра у ВВЭР-440. Бессальниковые ГЦН ранних ВВЭР
в новой РУ заменили на более производительные (втрое) с отдельными
электромоторами и уплотнением вала.
Сократилось число петель с шести до четырех, несмотря на значитель-
ное увеличение расхода теплоносителя.
1.6. Ретроспективный анализ развития технологии ВВЭР и PWR
63
Впервые в качестве базового, стандартного решения для всех энергобло-
ков (как и в поздних ВВЭР-440) предусматривался контейнмент полного
давления (герметичная оболочка), закрывающий всю реакторную установ-
ку, ГЦН, парогенераторы.
Применялся 3-канальный принцип построения активных систем безо-
пасности, 4-канальный принцип пассивных систем безопасности.
Проект рассчитан на аварии с повреждениями первого контура и вклю-
чает САОЗ с 3-канальными активными подсистемами высокого и низкого
давления, 4-канальную подсистему пассивного залива активной зоны пер-
вого уровня (ГЕ СОАЗ).
Следует также отметить, что пилотный энергоблок с реактором В-187 —
единственный водо-водяной тысячник, на котором используются две турби-
ны электрической мощностью по 500 МВт каждая, тогда как в дальнейшем
на всех ВВЭР-1000 применялось решение с одной турбиной.
Также предусматриваются система аварийного ввода бора (САВБ,
поддерживающая реактор в подкритическом состоянии после останова),
устройства сброса давления из первого и второго контуров, система ава-
рийной питательной воды (АПЭН, помогающая отводить остаточное те-
пловыделение через второй контур при аварии), спринклерная система
(снижающая давление под защитной оболочкой) и ряд других.
Состав систем безопасности и их конфигурация РУ ВВЭР-1000 (проект
В-187) представлены в табл. 1.8.
1.8. Системы безопасностиРУ ВВЭР-1000 (проект В-187)
САОЗ высокого давления 3×100%
САОЗ низкого давления 3×100%
Система аварийного ввода бора +
Импульсно-предохранительные устройства компенсатора
давления
3
Система быстрого ввода бора —
Гидроемкости первой ступени 4×33%
Гидроемкости второй ступени —
Аварийный запас борного раствора высокой концентрации
вСАОЗ (40г/кг)
1×150 м
3
Аварийный запас борного раствора низкой концентрации
вСАОЗ (16г/кг)
3×585 м
3
Глава 1. Атомная энергетика
64
Система аварийной питательной воды* 3×100%
Объем воды вбаках аварийной питательной воды* 3×500 м
3
Система аварийного расхолаживания ПГ —
Система пассивного отвода тепла —
Импульсно-предохранительные устройства ПГ 2×4
Обратные клапана напаропроводах +
Спринклерная система 3×100%
Герметичная оболочка одинарная
Пассивная система удаления водорода (рекомбинаторы
водорода)*
+
Система удержания иохлаждения расплава активной зоны
(ловушка расплава)
—
ГЦН ГЦН-195,
односкоростной
* Система аварийной питательной воды и система удаления водорода (рекомбинаторы) изна-
чально в проекте отсутствовали и были установлены на блоке в ходе модернизации.
Проект В-302, В-338 «малая серия»
Конструкционные решения, примененные в проекте В-187, легли в ос-
нову так называемой «малой серии», к которой относятся проекты В-302
(Южно-Украинская АЭС, блок 1) и В-338 (Южно-Украинская АЭС блок 2
и Калининская АЭС блок 1, 2).
Основные отличия «малой серии» от головного реактора: переход к при-
менению бесчехловых ТВС, заметное уменьшение количества приводов СУЗ
(с 109 до 49 на первом блоке Южно-Украинской АЭС и до 61 на остальных
блоках серии), замена выгородки из пластин внутри шахты реактора выго-
родкой из цельнокованых колец.
Изначально в техническом задании на модернизированную реакторную
установку типа ВВЭР-1000 было намечено применение 49 приводов СУЗ
(с учетом увеличения числа поглощающих элементов с 12 до 18 по сравнению
с проектом В-187). Однако уточненные расчеты специалистов Курчатовского
института показали, что для достижения оптимальной эффективности функ-
ционирования СУЗ необходимо увеличение количества приводов до 61.
К этому моменту уже имелся значительный задел по изготовлению
крупных узлов реактора (крышка верхнего блока, блок защитных труб,
днище шахты). В результате, после получения дополнительных обоснова-
ний от специалистов Курчатовского института о возможности безопасного
Окончание табл. 1.8
1.6. Ретроспективный анализ развития технологии ВВЭР и PWR
65
функционирования блока с реактором типа ВВЭР-1000 с 49 приводами СУЗ,
руководством отрасли было принято решение о сооружении единственного
энергоблока с реактором проекта В-302, тогда как все остальные серийные
блоки имели уже по 61 приводу. Основные технические характеристики РУ
ВВЭР-1000 (проект В-302, В-338) представлены в табл. 1.9.
1.9. Технические характеристикиРУ ВВЭР-1000 (проект В-302, В-338)
-302 -338
Мощность тепловая, МВт 3000 3000
Расход теплоносителя через реактор (приработе
четырех ГЦН), м
3
/ч
88 000 88 000
Давление номинальное навыходе изактивной
зоны, МПа
15,7 15,7
Температура теплоносителя вреакторе, °С
– навходе вактивную зону 291 291
– навыходе изактивной зоны 321 321
Диаметр твэлов, мм 9,1 9,1
Число ТВС вактивной зоне, шт. 163 163
Тип ТВС бесчехловой бесчехловой
Количество приводовСУЗ вреакторе, шт. 49 61
Тип привода СУЗ ШЭМ* ШЭМ*
*ШЭМ— шаговый электромагнитный.
Состав систем безопасности и их конфигурация для РУ ВВЭР-1000 (про-
ект В-302, В-338) представлены в табл. 1.10. Стоит отметить, что в данных
блоках имеются отличия по объемам аварийного запаса борного раствора
высокой и низкой концентрации, это связано в первую очередь с разным
количеством ОР СУЗ.
Строительство энергоблока № 1 Южно-Украинской АЭС с реакторной
установкой В-302 началось 1 марта 1977 года. 31 декабря 1982 года блок был
подключен к сети, и 18 октября 1983 года принят в эксплуатацию.
Строительство энергоблока № 2 Южно-Украинской АЭС с реактор-
ной установкой В-338 началось 1979 года, в 1985 году блок был подключен
к сети.
Строительство энергоблока № 1 Калининской АЭС с реакторной уста-
новкой В-338 началось 1977 года, в 1984 году блок был подключен к сети.
Глава 1. Атомная энергетика
66
1.10. Системы безопасностиРУ ВВЭР-1000 (проекты В-302, В-338)
-302 -338
САОЗ высокого давления 3×100% 3×100%
САОЗ низкого давления 3×100% 3×100%
Система аварийного ввода бора + +
Импульсно-предохранительные
устройства компенсатора давления
3 3
Система быстрого ввода бора — —
Гидроемкости первой ступени 4×33% 4×33%
Гидроемкости второй ступени — —
Аварийный запас борного раствора
высокой концентрации вСАОЗ (40г/кг)
1×150 м
3
1×150 м
3
Аварийный запас борного раствора
низкой концентрации вСАОЗ (16г/кг)
3×585 м
3
3×750 м
3
Система аварийной питательной воды 3×100% 3×100%
Объем воды вбаках аварийной
питательной воды
3×500 м
3
3×500 м
3
Система аварийного расхолаживания ПГ — —
Система пассивного отвода тепла — —
Импульсно-предохранительные
устройства ПГ
2×4 2×4
Обратные клапаны напаропроводах + +
Спринклерная система 3×100% 3×100%
Герметичная оболочка одинарная одинарная
Пассивная система удаления водорода
(рекомбинаторы водорода)
+* +*
Система удержания иохлаждения
расплава активной зоны (ловушка
расплава)
— —
ГЦН ГЦН-195М,
односкоростной
ГЦН-195М,
односкоростной
* Система удаления водорода (рекомбинаторы) изначально в проекте отсутствовала и была
установлена после модернизации.
1.6. Ретроспективный анализ развития технологии ВВЭР и PWR
67
В энергоблоках проекта В-302, В-338 «Малая серия» стала применяться
одна турбина на 1000 МВт вместо двух мощностью по 500 МВт.
Проект В-320 «Большая серия»
В 1980 году был утвержден технический проект нового серийного ВВЭР-
1000/В-320, который затем внедрялся на многих АЭС в России, Украине,
Чехии, и стал основой для дальнейшей модернизации технологии россий-
ских легководных реакторных установок.
По сравнению с головным блоком (В-187) в 320-й проект были внесены
следующие изменения:
• снизилось количество органов СУЗ со 109 до 61, а количество ПЭЛ
в каждом кластере увеличено с 12 до 18;
•перешли от линейного шагового привода к шаговым электромаг-
нитным приводам. Эти изменения упростили механизмы СУЗ
и конструкцию верхнего блока (число проходок в крышке реактора
сократилось);
• количество ТВС достигло 163 вместо 151, они стали бесчехловыми;
• скорректировали шаг решетки ТВС с 241 до 236 мм;
• число твэлов в кассете стало 312 взамен 317;
• энергонапряженность возросла до 115 кВт на литр;
• ГЦН-195М, новый насосный агрегат с усовершенствованным уплот-
нением вала;
• отказались от главных запорных задвижек (ГЗЗ), что упростило кон-
струкцию, уменьшило гидравлическое сопротивление, сократило ко-
личество сварных швов на главном циркуляционном трубопроводе;
• внедрена мокрая перегрузка топлива, не нужны специальные защит-
ные контейнеры, дешевле контейнмент, выше радиационная безопас-
ность;
•перешли от двух турбин мощностью 500 МВт каждая к одной на
1000 МВт в связи с появлением мощных турбин в традиционной
энергетике.
Проектный срок службы основного оборудования РУ 30–40 лет.
Выгорание — 40–48 МВт×сут/кг U. КПД нетто примерно 32%. КИУМ ре-
акторов этого типа в среднем примерно 80%.
Разрез и общий вид реактора ВВЭР-1000 представлен на рис. 1.13, схема
оборудования первого контура представлена на рис. 1.14.
К «большой серии» проекта В-320 относятся:
• Балаковская АЭС, блоки 1–4 (Россия);
• Ростовская АЭС, блоки 1–4 (Россия);
• Запорожская АЭС, блоки 1–6 (Россия);
• Калининская АЭС, блоки 3, 4 (Россия);
Глава 1. Атомная энергетика
68
• Хмельницкая АЭС, блоки 1, 2 (Украина);
• Ровенская АЭС, блоки 3, 4 (Украина);
• Южно-Украинская АЭС, блок 3 (Украина);
• АЭС «Темелин», блоки 1, 2 (Чехия);
• АЭС «Козлодуй», блоки 5, 6 (Болгария).
Всего 25 энергоблоков.
~13 550
∅4535
∅4580
2
1
3
4
5
6
7
~19 140
~13 550
∅4535
∅4580
2
1
3
4
5
6
7
. 1.13. Реактор ВВЭР-1000.
1– корпус реактора; 2– крышка реактора; 3– внутрикорпусная шахта; 4– блок защит-
ных труб; 5– выгородка активной зоны; 6– кассеты реактора; 7– рабочие органы СУЗ
1.6. Ретроспективный анализ развития технологии ВВЭР и PWR
69
Работы прекращены над следующими энергоблоками проекта В-320 на
различных стадиях возведения (от разработки проектной документации до
строительства):
• Балаковская АЭС, блоки 5, 6 (Россия);
• Башкирская АЭС, блоки 1–4 (Россия);
• Татарская АЭС, блоки 1–4 (Россия);
• Крымская АЭС, блоки 1–4 (Россия);
• Хмельницкая АЭС, блоки 3, 4 (Украина);
• Южно-Украинская АЭС, блок 4 (Украина);
• Краснодарская АЭС, блок 1 (Россия);
• Чигиринская АЭС, блоки 1–4 (Украина);
• Азербайджанская АЭС, блок 1 (Азербайджан);
• Грузинская АЭС, блок 1 (Грузия);
• АЭС Штендаль, блоки 1–4 (Германия).
Всего 28 энергоблоков.
ПГ-4
ПГ-1
КД
ПГ-3
ПГ-2
ГЦН-1
ГЦН-2
ГЦН-3
ГЦН-4
Реактор
. 1.14. Схема оборудования первого контура ВВЭР-1000.
ГЦН– главный циркуляционный насос; ПГ– парогенератор; КД– компенсатор давле-
ния (объема)
Соседние файлы в папке Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс)