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
80
Проект В-412. АЭС «Куданкулам»
Город Куданкулам, штат Тамил Наду, Республика Индия. Энергоблок
№ 1 включен в национальную энергосистему Индии в 2013 году. 31 декабря
2014 года энергоблок был запущен в коммерческую эксплуатацию, а 10 ав-
густа 2016 года был официально сдан в промышленную эксплуатацию.
На сегодняшний день это самый мощный энергоблок в Индии, который со-
ответствует современным требованиям безопасности.
29 августа 2016 года блок №2 АЭС был впервые подключен к националь-
ной энергосистеме Индии, а в конце марта 2017 года был сдан в гарантий-
ную эксплуатацию.
В апреле 2014 года РФ и Индия подписали генеральное рамочное согла-
шение о строительстве с участием России второй очереди АЭС (энергобло-
ки №3 и №4), а в декабре — документы, позволяющие начать ее сооружение.
29 июня 2017 года состоялась заливка первого бетона на энергоблоке №3.
1 июня 2017 года было подписано генеральное рамочное соглашение
по сооружению третьей очереди АЭС (энергоблоки №5 и №6). Энергоблоки
№ 3–6 будут строиться по проекту В-412М.
Эти РУ отличаются от базового В-320 целым рядом изменений: немного
увеличенная мощность; удлиненный почти на 30 см корпус реактора, из-
готовленный из улучшенной стали, с измененным расположением сварных
швов; возросшее до 85−121 число ОР СУЗ и модернизированные приводы;
изменения в конструкции верхнего блока реактора; оптимизация устройств
внутриреакторного контроля; размещение образцов-свидетелей на корпусе
реактора; ряд изменений ВКУ, приспособлений для их крепления и фик-
сации и т.д. Основные технические характеристики РУ ВВЭР-1000 (проект
В-412) представлены в табл. 1.20.
1.20. Технические характеристикиРУ ВВЭР-1000 (проект В-412)
Мощность тепловая, МВт 3000
Расход теплоносителя через реактор (приработе
четырех ГЦН), м
3
/ч
86 000
Давление номинальное навыходе изактивной зоны,
МПа
15,7
Температура теплоносителя вреакторе, °С
– навходе вактивную зону 291
– навыходе изактивной зоны 321
Диаметр твэлов, мм 9,1
Число ТВС вактивной зоне, шт. 163
1.6. Ретроспективный анализ развития технологии ВВЭР и PWR
81
Окончание табл. 1.20
Тип ТВС Усовершенствованный
бесчехловой
Количество приводовСУЗ вреакторе, шт 121
Тип привода СУЗ ШЭМ-3*
* ШЭМ– шаговый электромагнитный.
При разработке индийского проекта были приняты во внимание не-
которые дополнительные требования индийской стороны, связанные
со спецификой площадки сооружения: разработчики расширили перечень
учитываемых проектных и запроектных аварий, а также учли сейсмические
особенности и требования к маневренности энергоблока.
Например, В-412, помимо характерных для серийного ВВЭР-1000 стан-
дартных систем (САОЗ ВД, САОЗ НД, САВБ, ГЕ-1 и др.), и активной систе-
мы аварийного расхолаживания парогенераторов (САР ПГ, функционально
близкой к АПЭН у В-320), также располагает системой пассивного отвода
тепла от парогенераторов; системой пассивного залива активной зоны вто-
рого уровня (ГЕ-2, существенно продлевающей охлаждение активной зоны
при повреждении первого контура, совпадающего с полной потерей источ-
ников переменного тока на площадке), устройством локализации распла-
ва активной зоны, предотвращающим взаимодействие кориума с бетоном
и его выход за пределы гермозоны; двойным контейнментом с фильтрацией
утечек из межоболочечного пространства.
Кроме того, проект В-412 содержит систему быстрого ввода бора, обе-
спечивающую массированный впрыск борной кислоты в первый контур,
в том числе при обесточивании РУ (за счет выбега ГЦН). Состав систем без-
опасности и их конфигурация РУ ВВЭР-1000 (проект В-412) представлены
в табл. 1.21.
Опыт, полученный за первые годы эксплуатации В-412, был использо-
ван для небольших доработок в проекте В-412М в части изменения некото-
рых конструкторских решений в основном оборудовании.
1.21. Системы безопасностиРУ ВВЭР-1000 (проект В-412)
САОЗ высокого давления 4×100%
САОЗ низкого давления 4×100%
САОЗ высокого-низкого давления (совмещенная
четырехканальная система высокого инизкого
давления снасосами-эжекторами)
—
Глава 1. Атомная энергетика
82
Система аварийного ввода бора 4×50%
Импульсно-предохранительные устройства
компенсатора давления
3
Система быстрого ввода бора 4×25%
Гидроемкости первой ступени 4×33%
Гидроемкости второй ступени 4×25%
Аварийный запас борного раствора высокой
концентрации вСАОЗ (40г/кг)
—
Аварийный запас борного раствора низкой
концентрации вСАОЗ (16г/кг)
1×500 м
3
Система аварийной питательной воды —
Объем воды вбаках аварийной питательной воды —
Система аварийного расхолаживания ПГ 4×100%
Система пассивного отвода тепла 4×33%
Импульсно-предохранительные устройства ПГ 2×4
Обратные клапана напаропроводах —
Спринклерная система Совмещена сСАОЗ НД
Герметичная оболочка Двойная
Пассивная система удаления водорода (рекомбинаторы
водорода)
+
Система удержания иохлаждения расплава активной
зоны (ловушка расплава)
+
ГЦН ГЦН-1391,
двухскоростной
III+
Впервые задача создания нового серийного блока повышенной мощно-
сти была поставлена на организационно-деятельностном семинаре в под-
московном Колонтаево в декабре 2005 года. На семинаре прозвучала цель
разработки референтного энергоблока на базе реактора ВВЭР-1000 элек-
трической мощностью свыше 1000 МВт и повышенными характеристиками
безопасности, способного составить конкуренцию зарубежным образцам.
Окончание табл. 1.21
1.6. Ретроспективный анализ развития технологии ВВЭР и PWR
83
Особую актуальность этот проект приобрел в связи с принятием
Энергетической стратегии России, которая предусматривала опережающий
рост выработки электроэнергии на атомных электростанциях. Новый про-
ект получил название «АЭС-2006».
Реакторные установки поколения III+ представляют собой эволюцион-
ное развитие РУ поколения III, предлагающие повышение безопасности по
сравнению с конструкциями реакторов поколения III. Проектные институ-
ты начали разработку систем поколения III+ еще в 1990-х годах, опираясь
на опыт эксплуатации легководных реакторов в США, Японии, Западной
Европе и России.
Заметным улучшением систем поколения III+ по сравнению с кон-
струкциями второго поколения является включение в некоторые системы
пассивной безопасности, которые не требуют активных элементов управле-
ния или вмешательства оператора, а вместо этого полагаются на гравитацию
или естественную конвекцию для смягчения воздействия экстремальных
событий.
Более подробная информация о проектах ВВЭР поколения III+ рассмо-
трена в главе 2.
Проект В-392М. Нововоронежская АЭС-2
За основу нового реактора был принят проект В-392 с учетом инноваций,
использованных в проектах, которые строились для зарубежных заказчиков
в 1990-е и 2000-е годы: АЭС «Куданкулам», Индия (проект В-412) и АЭС
«Бушер», Иран (проект В-446). В ОКБ «ГИДРОПРЕСС» новый проект по-
лучил индекс В-392М.
В проекте ВВЭР-1200 используется двухконтурная ядерная паропро-
изводящая корпусная установка, конструкция которой включает в себя
четыре петли охлаждения с горизонтальным парогенератором и главным
циркуляционным насосом. Разработчики постарались улучшить каждый
параметр реактора, а также внедрить ряд дополнительных систем безопас-
ности, позволяющих снизить вероятность выхода радиации при любых
авариях и их сочетаниях за пределы герметичного реакторного отделения —
контейн мента (рис. 1.15).
Корпус реактора В-392М по сравнению с серийной реакторной установ-
кой увеличен в диаметре на 100 мм, а его длина — на 300 мм. Повысились
требования и к металлу корпуса, в частности ограничено содержания нике-
ля в основном металле и металле швов сварных соединений, а образцы-сви-
детели размещены непосредственно на стенке корпуса.
Температура теплоносителя на входе и выходе из активной зоны соста-
вила 298,2 и 328,6 °С соответственно. Давление теплоносителя в активной
зоне – 16,2 МПа.
Глава 1. Атомная энергетика
84
В активной зоне реактора В-392М устанавливается 163 ТВС, каждая
из которых содержит 312 твэлов с топливными таблетками из двуокиси ура-
на максимального обогащения 4,95%. Общая масса урана в ТВС — 546 кг.
Активная длина твэла составляет 3,73 м. Проектная глубина выгорания то-
плива составляет 55,5 МВт ‧ сут/кг урана, предельная — 70 МВт ‧ сут/кг урана.
Был модернизирован и парогенератор, в котором благодаря увеличе-
нию внутреннего диаметра корпуса с 4,0 до 4,2 м применена разреженная
коридорная компоновка труб в теплообменном пучке, что дало возмож-
ность улучшить циркуляцию в трубном пучке и создать условия для сниже-
ния концентрации коррозионно-опасных примесей. Это также облегчило
доступ для применения автоматизированных средств контроля и обслу-
живания. Основные технические характеристики РУ ВВЭР-1200 (проект
В-392М) представлены в табл. 1.22.
. 1.15. Установка реакторная ВВЭР-1200. Проект В-392М (НВАЭС-2)
1.6. Ретроспективный анализ развития технологии ВВЭР и PWR
85
1.22. Технические характеристикиРУ ВВЭР-1200 (проект В-392М)
Мощность тепловая, МВт 3200
Расход теплоносителя через реактор (приработе четырех ГЦН), м
3
/ч 88 000
Давление номинальное навыходе изактивной зоны, МПа 16,2±0,3
Температура теплоносителя вреакторе, °С
– навходе вактивную зону 298,2
– навыходе изактивной зоны 328,6
Диаметр твэлов, мм 9,1
Число ТВС вактивной зоне, шт. 163
Тип ТВС «АЭС-2006»
Количество приводовСУЗ вреакторе, шт. 121
Тип привода СУЗ ШЭМ-3
В конфигурации систем безопасности этого проекта предусмотрено два
активных канала и четыре пассивных канала. Состав систем безопасности
и их конфигурация РУ ВВЭР-1200 (проект В-392М) представлены в табл. 1.23.
В проекте ВВЭР-1200 на основе опыта действующих АЭС в Индии
и Китае применен целый ряд новых, в основном пассивных систем безопас-
ности. Характеристики пассивных систем выбраны таким образом, что не-
обходимый запас теплоносителя в первом контуре и теплоотвод от активной
зоны реактора обеспечивается при полной потере всех источников электро-
питания работой только пассивных систем безопасности.
1.23. Системы безопасностиРУ ВВЭР-1200 (проект В-392М)
САОЗ высокого давления —
САОЗ низкого давления —
САОЗ высокого-низкого давления (совмещенная
двухканальная система высокого инизкого давления
снасосами-эжекторами свнутренним резервированием)
2×100%
(свнутренним
резервированием)
Система аварийного ввода бора 2×100 %
(свнутренним резер-
вированием 2×50%)
Глава 1. Атомная энергетика
86
Импульсно-предохранительные устройства
компенсатора давления
3
Система быстрого ввода бора —
Гидроемкости первой ступени 4×33%
Гидроемкости второй ступени 4×33%
Система аварийной питательной воды —
Объем воды вбаках аварийной питательной воды —
Система аварийного расхолаживания ПГ 2×100%
Система пассивного отвода тепла 4×33%
(воздушное
охлаждение)
Импульсно-предохранительные устройства ПГ 2×4
Обратные клапана напаропроводах —
Спринклерная система 2×100%
(совмещена с
системой охлаждения
бассейна выдержки и
САОЗ НД)
Герметичная оболочка Двойная
Пассивная система удаления водорода (рекомбинаторы
водорода)
+
Система удержания иохлаждения расплава активной
зоны (ловушка расплава)
+
ГЦН ГЦН-1391,
двухскоростной
В установке также предусмотрена двухступенчатая пассивная система
гидроемкостей САОЗ, которая обеспечивает аварийное заполнение актив-
ной зоны без ввода в действие активных систем аварийной подпитки и отвод
остаточных тепловыделений минимум в течение суток. САОЗ представляет
собой емкости с холодной борной кислотой под давлением. В случае раз-
рыва корпуса или трубопроводов они обеспечивают ввод борной кислоты
в реактор, останавливая его и обеспечивая охлаждение. Применение этой,
Окончание табл. 1.23
1.6. Ретроспективный анализ развития технологии ВВЭР и PWR
87
а также других систем в комплексе гарантирует высокий уровень внутрен-
ней безопасности реакторной установки.
Так, для локализации продуктов аварии используется две, а не одна, за-
щитные оболочки с внутренним вентилируемым пространством. При этом
внешняя оболочка защищает ядерную установку от воздействий из вне как
природного характера (смерч, землетрясение, ударная волна), так и антро-
погенного (падение самолета и др.), а внутренняя обеспечивает герметич-
ность объема и воспринимает внутренние аварийные нагрузки.
Аварийное управление реактором обеспечивается 121 кластером СУЗ,
что гарантирует останов и расхолаживание реактора до температуры ниже
100 °С без дополнительного ввода борной кислоты.
В проекте В-392М с реактором ВВЭР-1200 предусмотрена установка ло-
вушки расплава, необходимая при запроектных авариях, приводящих к рас-
плавлению ядерного топлива.
Стремление повысить безопасность и эффективность работы энергобло-
ка существенно повысило его сложность. Так, количество технологических
систем в энергоблоке с реактором В-392М по сравнению с энергоблоком
с реактором В-320 выросло с 247 до 482, число технологических защит, бло-
кировок и сигнализаций — с 3686 до 11140, а количество испытаний на всех
этапах ввода в эксплуатацию — с 1638 до 2231.
Для охлаждения теплоносителя проектом предусмотрена градирня вы-
сотой 172,5 м.
Строительство первого энергоблока проекта «АЭС-2006» с реактором
ВВЭР-1200 было решено вести на Нововоронежской площадке, рядом
с Нововоронежской АЭС (рис.1.16, 1.17).
Строительство энергоблока велось крупноблочным методом. Так,
при сборке купольной части внутренней защитной оболочки нижняя часть
купола сначала была собрана на площадке, а затем краном перемещена
на установочное место.
Корпус реактора из-за своих габаритов впервые был доставлен на пром-
площадку не железнодорожным транспортом, а водным путем, преодолев
3800 км по Неве, Ладожскому и Онежскому озерам, Волго-Балтийскому ка-
налу, Волге, Волго-Донскому каналу и Дону.
24 июня 2008 года был залит первый бетон в фундаментную плиту здания
реакторного отделения первого энергоблока. 7 сентября 2012 года реактор
В-392М был установлен на штатное место. 24 марта 2016 года началась за-
грузка топлива в активную зону реактора, что ознаменовало собой начало
работ по физическому пуску реактора.
На этапе физпуска для обеспечения дополнительной безопасности ак-
тивная зона реактора была частично загружена имитаторами ТВС, смонти-
рована вся аппаратура контроля нейтронного потока. При этом на первом
этапе загрузки свежее топливо составляло около трети всех загруженных
Глава 1. Атомная энергетика
88
. 1.16. Схема генерального плана Нововоронежской АЭС-2с энергоблоками №1 и №2
UA – здания, сооружения для сетей и распредустройств
00UAC – здание центрального щита управления
00UAD – здание распределительного устройства 220 кВ
00UAJ – здание распределительного устройства 500 кВ
01, 02UAG – сооружение для автотрансформаторов
10, 20UAF – сооружение для шунтирующих реакторов
UG – здания, сооружения для водоподачи и водоотвода
10, 20UGD – здание обессоливающей установки
01, 02UGF – резервуар противо-
пожарной воды
03UGF – насосная станция
UB – здания, сооружения для электрической части
10, 20UBA – здание электроснабжения НЭ
10, 20UBF – сооружение для блочных трансформаторов
01, 02UBG – здание резервного электроснабжения
04UBG – сооружение для резервных трансформаторов
11, 12/21, 22UBN – РДЭС САЭ с промежуточным складом
дизельного топлива 11, 12/21, 22UEJ
13, 23UBN – РДЭС СНЭ НЭ с промежуточным складом
дизельного топлива 13, 23UEJ
UJ – здания для ядерного производства тепла
10, 20UJA – реакторное здание
UK – здания для вспомогательных систем ЯУ
10, 20UKA – обстройка реакторного здания
10, 20UKC – вспомогательное реакторное здание
10, 20UKS – здание переработки и хранения ТРО
10, 20UKU – мастерские ЗКД
UM – здания для главных машинных агрегатов
10, 20UMA – здание турбины
10, 20UMX – здание БОУ
UR – сооружения для установок охлаждающей
воды
10, 20URA – башенная испарительная градирня
10, 20URS – блочная насосная станция
10, 20URF – насосная станция ответственных
потребителей
11, 12/21, 21URR – брызгальный бассейн
00URX – резервная емкость
00UTH – здание ПРК
00USV – инженерно-бытовой
корпус
01UYC – административный корпус
00UYB – санитарно-бытовой корпус
ЗКД
00UFC – здание ХСТ
1.6. Ретроспективный анализ развития технологии ВВЭР и PWR
89
Здание реакторной установки
Здание турбины
Вспомогательное
реакторное здание
. 1.17. Расположение зданий ядерного острова издания турбины. Проект РУ В-392М
кассет, остальное – имитаторы ТВС. Далее топливо загружалось поочередно
вместо имитаторов ТВС в оставшиеся ячейки в соответствии с рабочим гра-
фиком. Такая схема загрузки топлива кардинально отличалась от той, что
осуществлялась на головных блоках ранее.
20 мая 2016 года в 16 час 11 мин реактор ВВЭР-1200 вышел на минималь-
но контролируемый уровень мощности, а 20 июня 2016 года энергоблок № 1
НВАЭС-2 выдал первый ток в энергосистему.
Испытания энергоблока успешно завершились 23 февраля 2017 года
15-суточным комплексным опробованием на 100% уровне мощности, в ходе
которого энергоблок подтвердил способность стабильно нести нагрузку
в соответствии с проектными параметрами. 27 февраля энергоблок № 1
Нововоронежской АЭС-2 с реактором ВВЭР-1200 сдан в промышленную
эксплуатацию.
Технические решения, использованные при проектировании и строи-
тельстве реактора ВВЭР-1200 проекта В-392М, такие как бассейн выдержки
отработанного топлива внутри контейнмента, фильтры на выходе из межо-
болочечного вентилируемого пространства, уникальная «ловушка расплава»
с жертвенным материалом, не имеющая аналогов пассивная система отвода
тепла, позволяют отнести его к реакторной установке поколения III+, при-
чем первой в мире.
На основе этого проекта были разработаны новые, например, ВВЭР-
1200/В509 (АЭС «Аккую», блоки 1, 4, Турция), ВВЭР-1200/В523 (АЭС
«Руппур», блоки 1, 2, Бангладеш), ВВЭР-1250/В510 (ВВЭР ТОИ, Курская
АЭС-2).
Соседние файлы в папке Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс)