'

Реакторная установка ВВЭР для проекта АЭС-2006, развитие легководных корпусных ВВЭР

Понравилась презентация – покажи это...





Слайд 0

Реакторная установка ВВЭР для проекта АЭС-2006, развитие легководных корпусных ВВЭР Драгунов Ю.Г. 16-ая Конференция Ядерного общества России


Слайд 1

16-я Конференция Ядерного общества России 2 Преимущества внутренней пассивной безопасности АЭС с ВВЭР 1/3 Отличительными особенностями реакторных установок ВВЭР являются высокие показатели использования принципа самозащищенности РУ, заложенные в проектные основы систем и оборудования во всех проектах РУ ВВЭР. Это выражается в способности РУ ВВЭР в аварийных ситуациях длительное время ограничивать развитие исходных событий и их последствий в границах проектных критериев безопасности в первую очередь за счет свойств пассивной безопасности реакторов ВВЭР и обеспечивается следующими конструктивными и проектными особенностями: увеличенный объем теплоносителя над активной зоной; увеличенный объем теплоносителя в первом контуре по отношению к массе топлива и тепловой мощности активной зоны; увеличенный объем компенсатора давления; значительный объем воды в горизонтальных парогенераторах по второму контуру.


Слайд 2

16-я Конференция Ядерного общества России 3 Преимущества внутренней пассивной безопасности АЭС с ВВЭР 2/3 Свойства внутренней самозащищенности РУ также обеспечиваются за счет: срабатывания органов регулирования в режиме аварийной защиты на основе гравитационных сил; свойств самоограничения энерговыделений активной зоны за счет отрицательных коэффициентов реактивности по температуре топлива, теплоносителя, по мощности; отсутствия врезок и отверстий ниже главных патрубков корпуса реактора и, соответственно, ниже верхней отметки активной зоны; применения пассивных элементов, отсечных, ограничительных и сбросных устройств; использования инерционного выбега специальных маховых масс ГЦНА для обеспечения необходимого спада расхода через активную зону при обесточивании.


Слайд 3

16-я Конференция Ядерного общества России 4 Преимущества внутренней пассивной безопасности АЭС с ВВЭР Поведение реакторов ВВЭР в аварийных ситуациях характеризуется большей устойчивостью теплогидравлических процессов, чем поведение реакторов PWR в аналогичных ситуациях, что обеспечивает: сохранение условий безопасной эксплуатации реакторов ВВЭР более длительное время, чем PWR; в реакторах ВВЭР более длительное время не происходит осушение активной зоны; в реакторах ВВЭР более длительное время возможно отсутствие вмешательства операторов по сравнению с такими же авариями в PWR. Указанные качества подтверждаются значительным опытом эксплуатации АЭС с ВВЭР. 3/3


Слайд 4

16-я Конференция Ядерного общества России 5 Развитие легководных корпусных ВВЭР Проекты АЭС с ВВЭР первого поколения разрабатывались в 50 – 60-ых годах в условиях отсутствия отечественных НТД по безопасности. Постулировалась невозможность крупных течей из 1-го контура (разрыв ГЦТ полным сечением). Принцип обеспечения безопасности опирался на предотвращение возникновения опасных аварий с помощью технических и организационных мер без развитых систем безопасности. Эволюционный путь развития АЭС с ВВЭР / НВАЭС блок 1, АЭС с РУ В-179, 230, 270


Слайд 5

16-я Конференция Ядерного общества России 6 Проекты АЭС с ВВЭР следующего поколения разрабатывались в 70-ых годах, когда для системного определения проектных основ были сформулированы требования к безопасности АЭС в виде ОПБ-73. Было определено, что принцип обеспечения безопасности основывается на широком использовании активных и пассивных систем безопасности. Это позволило в качестве максимальной проектной аварии рассматривать разрыв ГЦТ полным сечением. Значительно вырос объем расчетно-экспериментальных обоснований проектов. Эволюционный путь развития АЭС с ВВЭР / АЭС с РУ В-213, 187, 302, 338, 320 1/3 Развитие легководных корпусных ВВЭР


Слайд 6

16-я Конференция Ядерного общества России 7 Была заложена концепция глубоко эшелонированной защиты, основанной на применении системы физических барьеров на пути распространения ионизирующего излучения и радиоактивных веществ в окружающую среду и системы технических и организационных мер по защите барьеров и сохранению их эффективности, а также по защите персонала, населения и окружающей среды. Промышленность начала ориентироваться в направлении соответствия западным нормам в части программ качества. Эволюционный путь развития АЭС с ВВЭР / АЭС с РУ В-213, 187, 302, 338, 320 2/3 Развитие легководных корпусных ВВЭР


Слайд 7

16-я Конференция Ядерного общества России 8 Аварии на АЭС “Три Майл Айленд” в США (28 марта 1979 г.) и в Чернобыле (26 апреля 1986 г.), причиной которых явились недостатки отдельных типов реакторов и ошибки персонала, привели к пересмотру нормативно-технической документации в сторону ужесточения требований. Появились новые требования: снизить вероятность тяжелых аварий с плавлением активной зоны в 10 раз по сравнению с уровнем требований для действующих АЭС (до 10-5 1/реактор-год); вероятность недопустимого выброса радиоактивности, приводящего к необходимости эвакуации населения, д.б. снижена в 10-100 раз (до 10-6-10-7 1/реактор-год); Развитие легководных корпусных ВВЭР Эволюционный путь развития АЭС с ВВЭР / Современные АЭС с РУ В-412, 428, 446 (ВВЭР-1000) 1/3


Слайд 8

16-я Конференция Ядерного общества России 9 Проекты новых АЭС должны учитывать возможность возникновения запроектных аварий, и предусматривать меры (технические и организационные) для управления ими с целью уменьшения или предотвращения их последствий. Проекты АЭС-92 и АЭС-91/99 являются головными при воплощении перечисленных целей. Прототипом этих проектов является проект серийной реакторной установки ВВЭР-1000 (В-320). Концепция проектов АЭС-92 и АЭС-91/99 является основой разработанных проектов РУ В-412 и РУ В-428 соответственно. Развитие легководных корпусных ВВЭР Эволюционный путь развития АЭС с ВВЭР / Современные АЭС с РУ В-412, 428, 446 (ВВЭР-1000) 2/3


Слайд 9

16-я Конференция Ядерного общества России 10 Проекты современных РУ охватывают широкий диапазон конструкторских разработок: от эволюционного на базе В-320 до новых конструкций основного оборудования с более широким использованием передовых технологий Иран АЭС “Бушер” Индия АЭС “Куданкулам” Китай АЭС “Тяньвань” Эволюционный путь развития АЭС с ВВЭР / Современные АЭС с РУ В-412, 428, 446 (ВВЭР-1000) 3/3 Развитие легководных корпусных ВВЭР


Слайд 10

16-я Конференция Ядерного общества России 11 В процессе многолетней эксплуатации АЭС с ВВЭР выявился ряд актуальных вопросов, требующих решения во вновь разрабатываемых проектах: увеличение срока службы основного незаменяемого оборудования РУ; повышение надежности оборудования РУ (в первую очередь – парогенератора); повышение КПД АЭС в целом, в том числе за счет повышения рабочих параметров РУ; повышение КИУМ, в том числе за счет увеличения межперегрузочного периода, уменьшения длительности перегрузки, технического обслуживания, длительности средних и капитальных ремонтов. Направления усовершенствования АЭС с ВВЭР


Слайд 11

16-я Конференция Ядерного общества России 12 В настоящее время развитие проектов РУ идет по пути улучшения эксплуатационных свойств, увеличения срока службы оборудования, повышения его надежности. Это проводится с целью улучшения экономических показателей блока в целом и повышения безопасности. В современных проектах РУ ВВЭР используется многолетний опыт разработчика, накопленный при создании и эксплуатации реакторных установок ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. Обеспечивается выполнение требований действующих в атомной энергетике России НТД, анализируются рекомендации МАГАТЭ, требования EUR. Улучшение эксплуатационных показателей РУ и АЭС в целом Развитие легководных корпусных ВВЭР


Слайд 12

16-я Конференция Ядерного общества России 13 Основные цели при разработке новых проектов РУ Повышение единичной мощности реактора. Повышение рабочих параметров РУ с целью повышения КПД АЭС в целом. Увеличения срока службы основного оборудования РУ. Повышение КИУМ. Дальнейшее совершенствование систем безопасности с целью ограничения доз облучения персонала и выхода радиоактивных веществ в окружающую среду в условиях НЭ, ПА, ЗПА. Уменьшение объема радиоактивных отходов. Исключение возможности внезапных больших разрывов трубопроводов 1-го контура за счет внедрения концепции ТПР и усовершенствования систем диагностики. Реакторная установка ВВЭР для АЭС-2006 1/2


Слайд 13

16-я Конференция Ядерного общества России 14 Обоснование повышения рабочих параметров РУ с их одновременной технико-экономической оптимизацией. Увеличение внутреннего диаметра корпусов реактора и парогенератора (с обеспечением преемственности технологии изготовления). Максимальное использование результатов НИОКР, проведенных для ВВЭР. Учет многолетнего опыта эксплуатации РУ ВВЭР. Реакторная установка ВВЭР для АЭС-2006 2/2 Пути достижения поставленных целей


Слайд 14

16-я Конференция Ядерного общества России 15 Опыт проектирования, расчетного и экспериментального обоснования проектов-предшественников РУ В-320, В-392, В-428, В-446, В-412. Многолетний опыт эксплуатации РУ ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. Технические задания на РУ и АЭС.* Программа НИОКР.* Прогнозируемые дополнительные требования потенциальных Заказчиков за пределами РФ. Требования современных НТД, действующих в атомной энергетике России, рекомендации МАГАТЭ, требования EUR. * - находятся в завершающей стадии разработки РУ ВВЭР для проекта АЭС-2006 Основа для разработки проекта РУ ВВЭР-1200 (В-466П)


Слайд 15

16-я Конференция Ядерного общества России 16 Номинальная тепловая мощность реактора 3200 МВт (соответствует 1160 МВт электрических на клеммах генератора). Проектный срок службы основного оборудования РУ без необходимости его замены – 60 лет. Коэффициент технического использования, усредненный за весь срок службы АЭС – 92%. Годовой коэффициент использования установленной мощности, усредненный за весь срок службы АЭС – 90%. Максимальное выгорание топлива по ТВС – до 70 МВт·сут/кгU. Длительность межперегрузочного периода – до 24 месяцев. РУ ВВЭР для проекта АЭС-2006 Основные целевые показатели проекта РУ ВВЭР-1200 (В-466П)


Слайд 16

16-я Конференция Ядерного общества России 17 Обеспечена референтность оборудования РУ по отношению к эксплуатируемым АЭС с ВВЭР-1000, а также вводимым в эксплуатацию и строящимся АЭС в Китае и Индии. При принятом в проекте увеличении внутреннего диаметра корпуса реактора и парогенератора обеспечивается референтность по технологии изготовления. Вводимые в проект РУ конструктивные усовершенствования носят эволюционный характер и не требуют значительных НИОКР. РУ ВВЭР для проекта АЭС-2006 Референтность технических решений в проекте РУ ВВЭР-1200 (В-466П)


Слайд 17

16-я Конференция Ядерного общества России 18 Основные характеристики и параметры в проекте РУ ВВЭР-1200 (В-466П) 1/2 РУ ВВЭР для проекта АЭС-2006


Слайд 18

16-я Конференция Ядерного общества России 19 Основные характеристики и параметры в проекте РУ ВВЭР-1200 (В-466П) 2/2 РУ ВВЭР для проекта АЭС-2006


Слайд 19

16-я Конференция Ядерного общества России 20 Усовершенствованный реактор ВВЭР-1200 (В-466П) 1/2 РУ ВВЭР для проекта АЭС-2006


Слайд 20

16-я Конференция Ядерного общества России 21 РУ ВВЭР для проекта АЭС-2006 Усовершенствованный реактор ВВЭР-1200 (В-466П) 2/2


Слайд 21

16-я Конференция Ядерного общества России 22 Увеличен внутренний диаметр корпуса реактора с целью уменьшения потока нейтронов на корпус реактора. Предусмотрена новая программа образцов-свидетелей (размещение облучаемых ОС непосредственно на стенке корпуса реактора). Содержание никеля в сварных швах ограничено. Снижение ТКО. Предусмотрено использование отработанной технологии изготовления. Улучшены условия охлаждения активной зоны в аварийных ситуациях с потерей теплоносителя (за счет увеличения объема теплоносителя в реакторе). Особенности реактора ВВЭР-1200 (В-466П) 1/2 РУ ВВЭР для проекта АЭС-2006


Слайд 22

16-я Конференция Ядерного общества России 23 Снижение дозовых нагрузок на персонал, обслуживающий ГЦНА и парогенераторы. Реализовано увеличенное количество органов СУЗ. Предусмотрено повышение достоверности контроля флюенса на корпус реактора. Особенности реактора ВВЭР-1200 (В-466П) 2/2 РУ ВВЭР для проекта АЭС-2006


Слайд 23

16-я Конференция Ядерного общества России 24 Применение уран-гадолиниевого топлива. Максимальная средняя величина выгорания ТВС более 50 МВт·сут/кг U. Длительность межперегрузочного периода 18 месяцев. Увеличение длительности кампании за счет работы на мощностном и температурном эффектах реактивности на 60 суток. Температура повторной критичности менее 100 °С. Увеличение массы загружаемого в реактор топлива за счет увеличения длины топливного столба и изменения размеров топливной таблетки. Особенности топливного цикла реактора ВВЭР-1200 (В-466П) РУ ВВЭР для проекта АЭС-2006


Слайд 24

16-я Конференция Ядерного общества России 25 Особенности парогенератора в проекте РУ ВВЭР-1200 (В-466П) 1/3 РУ ВВЭР для проекта АЭС-2006


Слайд 25

16-я Конференция Ядерного общества России 26 Применена разреженная коридорная компоновка труб в теплообменном пучке. Увеличен диаметр корпуса парогенератора. Увеличен запас воды по второму контуру с 52 до 63 м3. Увеличена интенсивность и повышен расход непрерывной и периодической продувки. Введены смывные устройства (разъемные штуцеры на нижней образующей корпуса и переходных кольцах коллекторов теплоносителя) для удаления шлама с нижних рядов теплообменных труб и корпуса ПГ в период ППР. Особенности парогенератора в проекте РУ ВВЭР-1200 (В-466П) 2/3 РУ ВВЭР для проекта АЭС-2006


Слайд 26

16-я Конференция Ядерного общества России 27 Увеличена скорость циркуляции в трубном пучке. Снижена возможность забивания межтрубного пространства отслоившимся шламом. Облегчен доступ в межтрубное пространство для инспекции. Увеличен запас воды в парогенераторе. Увеличено пространство под трубным пучком для облегчения удаления шлама. Улучшено напряженное состояние коллектора теплоносителя. Преимущества разреженной коридорной компоновки труб в парогенераторе в проекте РУ ВВЭР-1200 (В-466П) 3/3 РУ ВВЭР для проекта АЭС-2006


Слайд 27

16-я Конференция Ядерного общества России 28 Применен торсион с пластинчатой муфтой вместо зубчатой муфты. Использован главный радиально-осевой подшипник с водяной смазкой. В режиме стоянки теплоотвод от нижнего радиального подшипника осуществляется естественной циркуляцией. Применена сферическая форма сварно-штампованного корпуса. Двигатель ДВДАЗ 173/109-6-8-2АМ05 имеет следующие преимущества: индивидуальная система смазки; пуск двигателя осуществляется вначале до 750 об/мин, а затем производится переход на номинальную скорость вращения 1000 об/мин. Главный циркуляционный насосный агрегат в проекте РУ ВВЭР-1200 (В-466П) РУ ВВЭР для проекта АЭС-2006


Слайд 28

16-я Конференция Ядерного общества России 29 Дальнейшее развитие корпусных ВВЭР Направления усовершенствования проекта РУ ВВЭР-1200 Повышение тепловой мощности РУ с 3200 до 3300 МВт с учетом внедрения турбулизаторов в ТВС за счет снижения консерватизма расчетных кодов и методик, оптимизации топливного цикла на основе комплекса НИОКР. Увеличение максимального выгорания топлива до 70 МВт·сут/кг U. Увеличение длительности межперегрузочного периода – до 24 месяцев. Обеспечение требований к маневренным характеристикам энергоблока в целом – в соответствии с требованиями EUR. Возможность увеличения давления до 7,35 МПа во втором контуре с целью повышения КПД АЭС в целом.


Слайд 29

16-я Конференция Ядерного общества России 30 Дальнейшее развитие корпусных ВВЭР Дальнейшее развитие корпусных ВВЭР реализовано в проекте РУ ВВЭР-1500 (В-448) для энергоблоков АЭС мощностью 1500 МВт(эл). Выполнены следующие работы: разработана конструкторская документация на основное оборудование реакторной установки; выполнено обоснование безопасности для базового проекта АЭС с ВВЭР-1500; изготовлена на ОАО «Ижорские заводы» опытная обечайка корпуса реактора Двн=4960 мм, чем подтверждена возможность изготовления корпуса на существующем оборудовании завода. Развитие проекта РУ ВВЭР-1500 (В-448) 1/5


Слайд 30

16-я Конференция Ядерного общества России 31 Дальнейшее развитие корпусных ВВЭР Развитие проекта РУ ВВЭР-1500 (В-448) 2/5 Проект АЭС с ВВЭР-1500 базируется на основных технических решениях ВВЭР-1000 и PWR нового поколения. Ряд характеристик ВВЭР-1500 улучшен по сравнению с ВВЭР- 1000


Слайд 31

16-я Конференция Ядерного общества России 32 Дальнейшее развитие корпусных ВВЭР Развитие проекта РУ ВВЭР-1500 (В-448)/ Основные направления дальнейшего развития 4/5 По рекомендациям семинара в Колонтаево (декабрь 2005 г.) ОКБ «Гидропресс» разработаны мероприятия по повышению ряда характеристик РУ ВВЭР-1500: повышение тепловой мощности реактора до 4350 МВт (1600 МВт (эл)); повышение давления пара на выходе из парогенератора до 7,8 МПа (увеличение КПД блока). Эти мероприятия реализуются за счет изменения параметров I и II контуров: давление РI = 16,2 МПа (было 15,7 МПа); давление PII = 7,8 МПа (было 7,34 МПа).


Слайд 32

16-я Конференция Ядерного общества России 33 Заключение С целью повышения КПД энергоблока выполнены предпроектные работы по обоснованию повышения параметров РУ. Предусмотрено увеличение проектного срока службы основного оборудования РУ без необходимости его замены – 60 лет. Предусмотрена дальнейшая форсировка тепловой мощности реактора до 3300 МВт по результатам выполнения НИОКР по интенсификации теплообмена в активной зоне. Обеспечена референтность по технологии изготовления оборудования и систем по отношению к эксплуатируемым АЭС с ВВЭР-1000, а также вводимым в эксплуатацию и строящимся АЭС в Китае и Индии. Вводимые усовершенствования носят эволюционный характер и не требуют значительных НИОКР. 1/2


Слайд 33

16-я Конференция Ядерного общества России 34 Изготовление оборудования может быть осуществлено промышленностью по отработанным технологиям. Проект АЭС с ВВЭР-1500 базируется на основных технических решениях ВВЭР-1000 и PWR нового поколения и развивает мощностной ряд ВВЭР - 440 МВт - 640 МВт –1000 МВт – 1200 МВт – 1600 МВт, что обеспечит конкурентоспособность российских энергоблоков с ВВЭР по отношению с лучшими зарубежными проектами. Заключение 2/2


×

HTML:





Ссылка: