'

Свинцово-Висмутовые Быстрые Реакторы для атомных станций малой и средней мощности

Понравилась презентация – покажи это...





Слайд 0

Свинцово-Висмутовые Быстрые Реакторы для атомных станций малой и средней мощности Международный форум «АТОМЭКСПО 2009» 26-28 мая 2009г, г.Москва, ЦВК «Экспоцентр» Климов Н.Н.


Слайд 1

Введение Во всем мире идет активный поиск реакторных технологий 21-го века. Так участниками форума «Generation –IV» в качестве перспективных признаны 6 инновационных ядерных систем, в число которых входят системы, охлаждаемые расплавами свинца, к которым относится, в том числе, и эвтектический сплав свинца и висмута Россия обладает уникальным опытом создания и эксплуатации реакторных установок со свинцово-висмутовым теплоносителем (СВТ) для атомных подводных лодок (АПЛ) На базе свинцово-висмутовой реакторной технологии ОКБ «Гидропресс» совместно с ГНЦ РФ ФЭИ, АЭП и рядом других предприятий разрабатываются проекты двух унифицированных РУ малой мощности типа СВБР (Свинцово-Висмутовый Быстрый Реактор) для создания атомных энергоисточников в диапазоне мощностей (10 – 40) МВт-эл. и (100 – 400) МВт-эл. с использованием модульного принципа построения энергоблока | 2 |


Слайд 2

| 3 | Техническая база инновационной ядерной энергетической технологии на основе быстрых реакторов со свинцово-висмутовым теплоносителем Конверсия уникальной российской технологии судовых реакторов с теплоносителем свинец-висмут (8 АПЛ и 2 наземных стенда прототипа) В сочетании с опытом создания и эксплуатации быстрых натриевых реакторов


Слайд 3

Первый опыт конверсии судовой технологии Блочно- транспортабельная АТЭЦ малой мощности «Ангстрем» - 1991г | 4 |


Слайд 4

| 5 | Модульная структура АТЭЦ. 100 % заводская готовность оборудования и транспортных модулей В состав АТЭЦ входит 9-12 транспортабельных функциональных модулей, которые могут доставляться железнодорожным, автомобильным, водным видами транспорта. Продолжительность монтажных работ на площадке АТЭЦ составляет 1 месяц В конкурсе проектов «АСММ-91» проект АТЭЦ «Ангстрем» в своей мощностной группе занял первое место Техпроект «Ангстрем» выполнен в 1991г, необходима актуализация проекта Модуль РУ (петлевая компоновка 1 контура) Модуль ТГУ Модуль электрораспред. устройств Модуль водоподготовки Блочно-транспортабельная АТЭЦ «Ангстрем» с петлевой компоновкой 1-го контура РУ Тепловая мощность – 30 МВт: Мощность электрическая - 6 МВт Мощность теплоснабжения 12 Гкал/ч


Слайд 5

Новое поколение реакторных установок Реакторные установки типа СВБР | 6 |


Слайд 6

Основные положения концепции установок нового поколения типа СВБР Высокий уровень внутренней самозащищенности и пассивной безопасности при существенном упрощении конструкции реакторной установки и АС в целом Возможность работы на разных видах топлива и в различных топливных циклах (продолжительность работы без перегрузки топлива от 7 до 20 лет) Технологическая поддержка выполнения требований по нераспространению Консервативный подход при проектировании. Ориентация на существующую технологическую базу и конструкционные материалы Компактность и максимальная заводская готовность РУ Возможность перехода на методы типового проектирования АС различной мощности и назначения и поточные методы организации СМР Конкурентоспособность на рынке электроэнергии и инвестиционная привлекательность АС | 7 |


Слайд 7

Модульная структура энергоблока АС с СВБР | 8 | Реакторное отделение энергоблока АС, имеющее защитную оболочку, состоит из нескольких одинаковых РУ. Каждая РУ находится в своем герметичном боксе. Все РУ могут работать на одну или несколько ТГУ Мощность энергоблока может быть любой, кратной мощности одной РУ Повышается безопасность и отказоустойчивость энергоблока в целом, упрощается проблема резервирования энерговыработки Создаются условия для организации крупносерийного (поточного) производства типовых РУ и стабильной загрузки машиностроительных заводов, что значительно снижает затраты на изготовление РУ Создаются условия для типового проектирования энергоблоков различной мощности на базе типовой РУ и поточные методы организации СМР


Слайд 8

Оперативный запас реактивности в работающем реакторе меньше доли запаздывающих нейтронов Исключение возможности разгона реактора на мгновенных нейтронах при несанкционированном извлечении любого рабочего стержня Отсутствие в быстром реакторе эффектов отравления Малое значение отрицательного температурного коэффициента реактивности Сравнительно небольшой запас реактивности на выгорание «Легкие» ( < ? эфф) органы СУЗ Специальный алгоритм управления органами СУЗ Внутренняя самозащищенность и пассивная безопасность Быстрый реактор | 9 |


Слайд 9

Исключение аварий, связанных с кризисом теплообмена Низкий запас потенциальной энергии в первом контуре Исключение возможности химических взрывов и пожаров по внутренним причинам Малый масштаб разрушений и радиационных последствий при постулированных разгерметизациях первого контура и газовой системы Исключение возможности радиоактивного загрязнения второго контура Способность СВТ удерживать продукты деления (йод, цезий, актиниды – кроме инертных газов) Химическая инертность СВТ по отношению к воде и воздуху Давление в первом контуре ниже давления во втором контуре Высокая температура кипения СВТ (~ 16700C) Низкое давление в первом контуре и газовой системе (0,01МПа) Внутренняя самозащищенность и пассивная безопасность Свинцово-висмутовый теплоноситель | 10 |


Слайд 10

Исключение потерь СВТ и прекращения циркуляции СВТ через активную зону За счет малого гидравлического сопротивления 1 контура уровень ЕЦ СВТ достаточен для расхолаживания РУ из любого исходного состояния Практическое исключение возможности разгерметизации газовой системы и выброса газа При отказе всех систем расхолаживания и полном обесточивании блока (постулированная авария) – полностью пассивное расхолаживание РУ за счет аккумулирования тепла ВКУ и теплоносителем и отвода тепла через корпус МБР к воде бака СПОТ. Интегральная компоновка 1 контура в корпусе МБР, полное отсутствие трубопроводов и арматуры 1 контура за пределами МБР Наличие защитного кожуха, малый объем полости между кожухом и корпусом МБР Размещение МБР в баке СПОТ, пассивное расхолаживания РУ без ТГУ Низкое давление в 1 контуре и газовой системе Внутренняя самозащищенность и пассивная безопасность Схемно-компоновочные решения | 11 |


Слайд 11

Реакторная установка СВБР-75/100 | 12 |


Слайд 12

Основные технические характеристики РУ СВБР-75/100 (базовый вариант: топливо UO2, насыщенный пар) | 13 |


Слайд 13

Конденсатор газовой системы Разрывная мембрана Моноблок реакторный Бак СПОТ Питательная вода Пар сухой насыщенный Конденсатор расхолаживания Барботажное устройство РУ СВБР-75/100 - принципиальная схема | 14 |


Слайд 14

Все оборудование первого контура размещено в корпусе моноблока реакторного (МБР) Гидравлические связи по СВТ между оборудованием первого контура сформированы корпусом МБР и элементами внутрикорпусных устройств без использования трубопроводов и арматуры Бак СПОТ Моноблок реакторный (МБР) Сепаратор Герметичный бокс РУ Модули ПГ Приводы СУЗ Корпус МБР Активная зона ГЦН РУ СВБР-75/100 - компоновка | 15 |


Слайд 15

| 16 | Атомные станции средней мощности на базе унифицированной реакторной установки СВБР-75/100


Слайд 16

РУ СВБР-75/100 в проекте реновации АЭС с ВВЭР-440 (совместная разработка АЭП, ОКБ «Гидропресс», ГНЦ РФ-ФЭИ) заменяемая часть энергоблока сохраняемая часть энергоблока 6 ? СВБР-75/100 Помещение ПГ и ГЦН Достигаемые цели удельные капитальные затраты на реновацию в два раза ниже в сравнении со строительством новых замещающих мощностей сохранение площадки для ядерной генерации продление срока эксплуатации блока на 30 и более лет 1 2 3 4 5 6 | 17 |


Слайд 17

РУ размещается в прочно-плотном ТРБ. Конструкция ТРБ которого предусматривает возможность нахождения его на плаву и буксировку по акватории завода-строителя и опреснительного комплекса. На место базирования ТРБ доставляется на транспортном судне, выгружается на воду, заводится в «сухой» док и, далее, с помощью шлюзования в док-камеру ЯОК на стационарные опоры. Габариты и осадка ТРБ позволяют выполнять его буксировку по внутренним водным путям без использования транспортного судна Время работы между заменами ТРБ, лет 8 Макс.производительность по пресной воде, тыс.м3/сутки 200 Электрическая мощность ЯОЭК при работе ТГУ в конденсационном режиме, МВт 80 Отпуск электроэнергии в сеть при макс. производительности по пресной воде, МВт 9,5 | 18 | ТРБ Транспортное судно Береговые ядерные опреснительные энергетические комплексы на базе транспортабельных реакторных блоков с СВБР-75/100 (совместная разработка СПМБМ «Малахит», ЦНИИ им. А.Н.Крылова, СПбАЭП,ОКБ «Гидропресс», ГНЦ РФ-ФЭИ)


Слайд 18

Модульная АТЭЦ с РУ СВБР-75/100 4 РУ СВБР + 4 турбины Т-50/100-9,5) Мощность АТЭЦ электрическая макс. - 406 МВт электрическая ном. - 380 МВт по отпуску тепла - 520 Гкал/ч | 19 | (совместная разработка АЭП, ОКБ «Гидропресс», ГНЦ РФ-ФЭИ)


Слайд 19

Плавучий энергоблок с РУ СВБР-75/100 (разработка СПМБМ «Малахит») РУ СВБР-75/100 | 20 |


Слайд 20

Реакторная установка СВБР-100 | 21 |


Слайд 21

Реакторная установка СВБР – 100 с перегретым паром для модульных АС средней мощности ( 100-400 ) МВт-эл Основные характеристики РУ СВБР-100: Тепловая мощность 280 МВт На выходе перегретый пар с параметрами: давление 9.2 МПа температура 400 оС паропроизводительность 485 т/ч «Сухая» шахта реактора (по аналогии с ВВЭР) и воздушный СПОТ ПГ Повышенные маневренные характеристики РУ для работы в суточном графике слежения за нагрузкой! В настоящее время ведется разработка опытного промышленного энергоблока с РУ СВБР-100 с привязкой к площадке ФЭИ (г.Обнинск) Пуск и опытная эксплуатация ОПЭБ - 2017 - 2022гг Проект серийной АС с СВБР-100 и развертывание инфраструктуры – 2016-2018гг | 22 |


Слайд 22

Конденсатор газовой системы Разрывная мембрана Модуль п/п Активная зона Питательная вода Бак запаса воды Аварийный залив шахты реактора СВБР - 100 - принципиальная схема | 23 | Модуль испарителя Моноблок реакторный ГЦНА Воздушный теплообменник СПОТ ПГ Перегретый пар Сепаратор


Слайд 23

| 24 | СВБР-100 - компоновка в герметичном боксе В проект закладывается: требования универсальности по видам топлива (оксидное урановое, смешанное нитридное, МОХ, «плотное» топливо) повышенные требования по маневренности для обеспечения работы в суточном графике слежения за нагрузкой требования по выработки перегретого пара для повышения КПД МБР


Слайд 24

Реакторная установка СВБР-10 | 25 |


Слайд 25

| 26 | Реакторная установка СВБР-10 ( 10 МВт-эл.) для АС малой мощности (10-40) МВт-эл. 2006-2007гг - ОКБ «Гидропресс» в инициативном порядке разработал эскизный проект РУ СВБР-10 в виде транспортабельного реакторного блока (ТРБ) для атомных станций малой мощности наземного берегового размещения (без перегрузки на площадке) 2006 г – ЗАО «Атомэнерго» (г.Санкт-Петербург) совместно с ОКБ «Гидропресс») в инициативном порядке выполнили проработку варианта плавучей атомной теплоэлектростанции (ПАТЭС) с РУ СВБР-10 (без перегрузки на площадке)


Слайд 26

| 27 | Реакторная установка СВБР-10 со сверхдлинной кампанией активной зоны (до 20 лет) Тепловая мощность - 43,4 МВт Эл. мощность (брутто) - 12 МВт Интервал между одномоментными перегрузками топлива – до 20 лет В проект закладывается требование универсальности по видам топлива (оксидное урановое, смешанное нитридное, МОХ) Интегральная компоновка 1 контура: - все оборудование первого контура размещено в корпусе моноблока реакторного (МБР) гидравлические связи по СВТ между оборудованием первого контура сформированы корпусом МБР и элементами внутрикорпусных устройств без использования трубопроводов и арматуры Реакторная установка размещена в транспортабельном реакторном блоке (ТРБ)


Слайд 27

Транспортабельный реакторный блок (ТРБ) с СВБР-10 Транспортабельный реакторный блок – функционально законченное герметичное реакторное отделение с СВБР-10 полностью заводского изготовления ТРБ доставляется на площадку АС и вывозится с площадки АЭС для перегрузки активной зоны водным путем (на транспортном судне или в составе плавучей АС) в ядерно-безопасном состоянии с «замороженным» в реакторе свинцово-висмутовым теплоносителем В качестве насоса первого контура в СВБР-10 применен МГД насос, не имеющий движущихся частей | 28 |


Слайд 28

Примерный план размещения береговой атомной станции малой мощности ( БАСММ ) 30 МВт-эл 9 1- здание реакторных установок; 2 - ТРБ; 3 – помещение шахты выдержки ТРБ; 4 – машинное отделение; 5 – здание электроснабжения нормальной эксплуатации; 6 – здание общестанционных дизель-генераторов; 7 – пульт управления; 8 – сооружение по выдаче электрической мощности; 9 – воздушно-радиаторный охладитель; 10 – насосные станции; 11 – пуско-резервная котельная; 12 – грузоподъемное устройство; 13 – подъездные пути; 14 - здание общеобъектового назначения; 15 – транспортное судно 10 8 11 7 14 6 5 4 3 2 12 13 15 1 ТРБ ТРБ ТРБ | 29 |


Слайд 29

Компоновка ТРБ и ТГУ на площадке БАСММ ТРБ Защитная шахта Отметка «0» Турбогенераторная установка | 30 |


Слайд 30

Принципиальная схема жизненного цикла ТРБ с СВБР-10 Выгрузка ТРБ на берег и подключение ТРБ к системам БАСММ Эксплуатация Вывод из эксплуатации Транспортировка отработавшего ТРБ на завод-строитель в ядерно-безопасном состоянии Перегрузка активной зоны реактора Ремонт и замена оборудования Монтаж оборудования РУ в ТРБ Заводские испытания Транспортировка ТРБ на площадку БАСММ в ядерно-безопасном состоянии Транспортировка оборудования РУ на завод-строитель железнодорожным транспортом Заводы-изготовители оборудования РУ Завод-строитель БАСММ | 31 |


Слайд 31

Плавучая АЭС с СВБР-10 В 2006г. ЗАО «Атомэнерго» совместно с разработчиками РУ СВБР-10 была выполнена проработка варианта плавучей АЭС с двумя РУ СВБР-10 (экв. эл. мощностью 24 МВт) РУ СВБР-10 | 32 | Особенности ПАЭС на основе РУ СВБР-10: Использование быстрого реактора, имеющего длительную капанию активной зоны (до 20 лет), позволяет сократить количество используемых за период эксплуатации активных зон и отказаться от перегрузок топлива в месте базирования, что позволяет исключить из состава ПЭБ дополнительные конструкции и оборудование для проведения перегрузок и хранения на борту ПЭБ свежего и отработавшего топлива Имеется возможность транспортировки ПАЭС к месту эксплуатации (со «свежим» топливом в реакторе) и обратно (с ОЯТ в реакторе) в ядернобезопасном состоянии с «замороженным» теплоносителем


Слайд 32

Заключение 1. Реакторные установки типа СВБР – один из основных компонентов инновационной ядерной энергетической системы (ИЯЭС), основанной на применении интегральных быстрых реакторов нового поколения со свинцово-висмутовым теплоносителем в модульных станциях малой мощности различного вида и назначения 2. Реакторные установки типа СВБР проектируются для работы на разных видах топлива и в различных топливных циклах. Продолжительность работы без перегрузки топлива от 7 (СВБР-100) до 20 (СВБР-10) лет 3. Инновационная ядерная энергетическая технология на основе РУ типа СВБР может занять существенное место на внутреннем и международном рынке энергоисточников малой и средней мощности | 33 | Спасибо за внимание !


×

HTML:





Ссылка: