1.2. Канальные реакторы со сверхкритическими параметрами теплоносителя – инновационный подход

Переход на канальные реакторы со сверхкритическими параметрами теплоносителя уже является инновационным подходом. Принципиальная схема канального реактора со сверхкритическими давлением (СКД) теплоносителя показана на рис. 2.

Преимущества реакторов СКД канального типа:

- отсутствие проблем, связанных с изготовлением корпуса;

- возможность поканального регулирования расхода воды через реактор и контроля температуры на выходе из парогенерирующих каналов;

- низкая неравномерность по высоте и радиусу активной зоны;

- возможность выравнивания нейтронного поля и снижения оперативного запаса реактивности за счёт перегрузок на ходу;

- возможность создавать реакторную установку с заданными нейтронно-физическими параметрами при низком оперативном запасе реактивности;

- возможность изготовления оборудования и сооружения энергоблока в условиях дефицита машиностроительной базы.

Этапы разработки канальных реакторов СКД:

- 1965 год – разработка первого в стране проекта реактора со сверхкритическими параметрами теплоносителя (АМБ-III);

- 2004 год – концепция реактора КР-СКД с тяжёловодным замедлителем (рис. 3);

- 2006 год – техническое предложение по реактору ВГЭРС с графитовым замедлителем (рис. 4). Описание реактора ВГЭРС приведено в работе [3].

Основные направления научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ по проектам энергоблоков с реакторами КР-СКД-850 и ВГЭРС-850 указаны в табл. 1.2.1.

Информация о технических показателях этих реакторов показана в табл.1.2.2 в сравнении с аналогичными показателями некоторых реакторов. Таблица свидетельствует о том, что КР-СКД-850 и ВГЭРС-850 выгодно отличаются от РБМК-1000, МКЭР-1500, ВВЭР-1500 и EPR-1600 по к.п.д., кампании топлива и удельному расходу природного урана.

В табл. 1.2.3. приведены расчётные технико-экономические показатели энергоблоков с реакторами КР-СКД-850 и ВГЭРС-850. Следует отметить сравнительно низкий расход электроэнергии на собственные нужды.

В этих реакторах используется одноконтурная прямоточная схема охлаждения топлива, в которой из питательного тракта вода направляется непосредственно в топливные каналы, где полностью испаряется и нагревается примерно до 550°С [4].

2. Корпусные реакторы

2.1 Ввэр-тои – эволюционный подход

ВВЭР-ТОИ – Типовой Оптимизированный и Информатизированный проект двухблочной АЭС с реактором технологии ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор), выполняемый в современной информационной среде и в соответствии с требованиями ядерной и радиационной безопасности. По сути, это эволюционное развитие реактора ВВЭР-1000 (В-392М на Нововоронежской АЭС), подробно рассмотренного несколько раньше. Революционным изменениям подверглась информационно-технологическая часть [9].

Информация о конструкции реактора и характеристиках энергоблока приведена на рис. 5, 6,7 и 8, а также в табл.3.9.2.1(в) и 3.9.2.1.1.

В проекте «ВВЭР-ТОИ» принята в качестве базового варианта конфигурация, построенная на двухканальной структуре активных систем безопасности без внутреннего резервирования и четырехканальной структуре пассивных систем безопасности.

Цель проекта – обеспечение высоких эксплуатационных характеристик:

• Срок эксплуатации 60 лет

• Коэффициент готовности 0,93

• КПД 37,9%

• Мощность электрическая 1255 МВт

• Мощность тепловая 3300 МВт

• Межремонтный период 8 лет

Технические решения проекта «ВВЭР-ТОИ» обеспечивают переход реакторной установки в безопасное состояние при любых комбинациях исходных событий (природных и техногенных), приводящих к потере всех источников электроснабжения, что существенно повышает конкурентоспособность проекта на внешнем и внутреннем рынках производства электроэнергии.

По сравнению с ВВЭР-1000 (В-320) и АЭС-2006 (ВВЭР-392М) уменьшено с 6 до 4 число сварных швов корпуса реактора, причем исключены швы напротив активной зоны, что сокращает время и объем контроля сварных соединений, повышает надежность корпуса. Блок с ВВЭР-ТОИ выдержит более сильные сейсмические (МРЗ – 9 баллов, ПЗ – 8 баллов, вместо 8 и 7 баллов) и метеонагрузки (ураган до 56 м/с), падение более тяжелого самолета (проектное воздействие 20 тонн, вместо 5.7 тонн).

Главный циркуляционный насос ГЦНА-1732 использует водяную смазку электродвигателя, благодаря чему исключено присутствие масла в гермооболочке, повышена пожаробезпасность АЭС, упрощена система пожаротушения АЭС и облегчена процедура пуска ГЦНА.

Наличие в проекте «ВВЭР-ТОИ» развитого набора пассивных и активных систем безопасности обеспечивает отсутствие разрушения активной зоны в течение не менее 72 часов (в три раза дольше, чем АЭС-206) с начала возникновения тяжелой запроектной аварии при любом сценарии ее развития.

В качестве одного из средств управления запроектными авариями в состав проекта «ВВЭР-ТОИ» входит устройство локализации расплава активной зоны (УЛР) – уникальная российская технология безопасности, которая обеспечивает гарантированное управление безопасностью благодаря локализации и охлаждению расплава при тяжёлой запроектной аварии на внекорпусной стадии локализации расплава.

В рамках проекта «ВВЭР-ТОИ» выполняются работы по оптимизации технических решений проекта устройства локализации расплава с целью снижения стоимостных показателей и параллельному обоснованию эффективности работы УЛР. Предполагается достичь значительного уменьшения габаритных размеров корпуса УЛР и массы жертвенных материалов, а также перейти к модульной конструкции корпуса УЛР, что позволит облегчить вопросы транспортировки крупногабаритного оборудования на площадку сооружения АЭС.

Центр виртуального прототипирования – это комплекс программно-технических средств, позволяющих визуализировать проектные и конструкторские модели. Он представляет собой сферу диаметром 6 м, в центре которой на прозрачной стеклянной площадке, на высоте 2 м, зрителям демонстрируется изображение в 3D-формате. Это позволяет достичь эффекта полного погружения в виртуальную среду.

Возможности практического применения «Центра виртуального прототипирования»:

- оперативный анализ проектных решений

- отработка процессов эксплуатации, технического обслуживания и ремонта АЭС

- моделирование действий при возникновении чрезвычайных ситуаций

Плановый срок сооружения серийного блока от первого бетона до физпуска сокращен с 54 до 40 месяцев по сравнению с АЭС-206. Существенно улучшена маневренность: 100-50-100 вместо 100-75-100 для блока АЭС-206.