На конференции в Подольске представлен доклад о новых проектах ВВЭР

В ОКБ "Гидропресс" с 26 по 29 мая 2009 года прошла шестая международная научно-техническая конференция "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР". Электронное периодическое издание AtomInfo.Ru продолжает знакомить читателей с наиболее интересными выступлениями участников конференции.

Открывавший конференцию доклад, подготовленный большим коллективом авторов из ОКБ "Гидропресс" и представленный главным конструктором и начальником отделения ОКБ "Гидропресс" Виктором Моховым, был посвящён новым проектам реакторных установок ВВЭР.

В настоящее время, в России и за рубежом в эксплуатации находится свыше 50 блоков с реакторами ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. Общее количество реакторо-лет для энергетических реакторов с ВВЭР подходит к отметке 1300.

К третьему поколению реакторов ВВЭР относится 320-ая установка (проект ВВЭР-1000/320), хорошо зарекомендовавшая себя в эксплуатации. На текущий момент российские атомщики вышли на поколение 3+, куда относится и АЭС-2006.

Следующий шаг - реакторы СУПЕРВВЭР. В их развитии существуют определённые развилки, которые сейчас обсуждаются специалистами. Наконец, дальнейшей целью для технологии ВВЭР является переход к 4-ому поколению. В ОКБ "Гидропресс" по этому направлению рассматриваются проекты ВВЭР со сверхкритическим давлением.

В настоящее время на разных стадиях разработки находятся следующие новые проекты РУ:

• проект РУ В-392 с ВВЭР 1000 МВт, электрической мощности;
• проект РУ В-448 с ВВЭР 1500 - 1600 МВт, электрической мощности;
• проект РУ В-466Б с ВВЭР 1000 МВт, электрической мощности;
• проект РУ В-392М с ВВЭР 1200 МВт, электрической мощности;
• проект РУ В-491 с ВВЭР 1200 МВт, электрической мощности;
• проект РУ В-488 с ВВЭР 1300 МВт, электрической мощности;
• проект РУ В-498 с ВВЭР 600 МВт, электрической мощности;
• проект РУ В-407 с ВВЭР 640 МВт, электрической мощности;
• проект РУ В-478 с ВВЭР 300 МВт, электрической мощности.

Проект В-392

Проект В-392 считается базовым проектом для реакторов большой мощности (мощностной ряд - 700-1600 МВт электрической мощности). Он положил начало проекту АЭС-92, успешно прошедшему все этапы анализа на соответствие требованиям клуба европейских эксплуатирующих организаций (EUR).

Эта установка была лицензирована в 1998 году ГАН России для строительства на Нововоронежской АЭС-2. Проект не был реализован, но он дал толчок для создания других модификаций РУ, нашедших своё применение на практике.

От 392-ой установки ведёт свою родословную проект В-412, применённый на блоках №№1-2 АЭС "Куданкулам". Основное оборудование РУ В-392 реализовано в составе проекта РУ В-428 на АЭС "Тяньвань" в Китае - тем самым, оно получило референтные образцы.

Главные отличия между В-392 и тяньванскими В-428 заключаются в номенклатуре и структуре систем безопасности, говорится в докладе.

Проект РУ В-448

Проект РУ В-448 - это ответвление в сторону большей электрической мощности до 1500-1600 МВт(эл.). Он разрабатывался в 2003-2006 годах в ОКБ "Гидропресс" совместно с ГНИПКИ АЭП, РНЦ КИ и ОКБ ОМЗ "Ижорский завод".

В докладе отмечается, что концепция безопасности проектов РУ и АЭС соответствовала концепциям безопасности проектов В-392 и АЭС-92. При этом предполагалось использовать результаты НИОКР, выполняемых в обоснование проектов В-392 и АЭС-92, для обоснования этого проекта с учётом масштабного фактора.

В результате выполненного комплекса работ по расчётно-экспериментальному обоснованию проекта была создана документация базового проекта РУ (порядка 70%) в объёме, необходимом для получения лицензии на начало строительства, отработана технология изготовления корпуса реактора и изготовлены полномасштабные опытные обечайки.

Однако в 2006 году разработка проекта была прекращена в связи с ориентацией промышленности на производство оборудования по проектам РУ В-392М и В-491 для АЭС-2006, говорится в докладе.

Проект РУ В-466Б

Проект РУ В-466Б предназначается для болгарской АЭС "Белене". Работы над ним были начаты в 2007 году.

В настоящее время разработана документация на изготовление основного оборудования РУ с длительным циклом изготовления и промежуточный доклад по безопасности. В 2009 году продолжится создание комплектного технического проекта и выполнение ряда НИОКР.

Основой технического задания на В-466Б послужили требования, практически полностью соответствующие требованиям EUR. По применяемым техническим решениям беленский проект ближе всего к В-392 (В-412), который можно считать для него референтным. Но в нём в более полном объёме учитываются требования, повышающие его экономическую эффективность, в том числе, по повышению сроков службы основного оборудования.

Принципиальная компоновка и расположение реактора в бетонной шахте в В-466Б сохранены без изменений по сравнению с В-392 (В-412). В то же время конструкция реактора была модифицирована с целью обеспечить увеличение срока службы.

Так, был увеличен диаметр корпуса, начиная с зоны патрубков и ниже - с 4150 до 4195 мм. Это позволило ограничить флюенс потоков нейтронов с энергией более 0,5 МэВ на корпус величиной менее 4,85×10¹⁹ н/см². При таких условиях становится достижимым 60-летний ресурс работы корпуса при применении улучшенной корпусной стали марки 15Х2НМФА класс 1 с пониженным содержанием никеля.

Для Белене предлагается усовершенствованный привод СУЗ ШЭМ-3 с улучшенными динамическими характеристиками и повышенной надёжностью, срок службы механической части которого увеличен с 20 до 40 лет.

Изменения коснутся и парогенераторов. В них будет применена разреженная коридорная компоновка труб в теплообменном пучке и увеличен внутренний диаметр корпуса с 4000 до 4200 мм. Как говорится в докладе ОКБ "Гидропресс", это позволит улучшить циркуляцию в трубном пучке, создать условия для снижения концентрации коррозионно-опасных примесей и облегчить доступ для применения автоматизированных средств контроля и обслуживания. Срок службы беленских парогенераторов составит 60 лет.

Для загрузки в активные зоны реакторов АЭС "Белене" выбраны кассеты ТВСА с уголками жёсткости.

Проекты РУ В-392М и РУ В-491

Проекты РУ В-392М и РУ В-491 с реакторами ВВЭР-1200 предназначаются для головных блоков, соответственно, Нововоронежской и Ленинградской АЭС-2.

В докладе подчёркивается, что проект В-392М в большей степени соответствует проекту РУ В 392 для АЭС-92, получившему сертификат клуба EUR. Отличия от проекта В-392 определяются ориентацией на повышение экономической эффективности, и в этой части проект имеет общие черты с проектом В-466Б для АЭС "Белене"

Функциональная компоновка в В-392М практически не изменилась, за исключением отсутствия системы быстрого ввода бора, не востребованной заказчиком проекта АЭС-2006.

Применён почти такой же реактор, как и в беленском проекте В-466Б, однако с большим диаметром. Активная зона будет собираться из кассет ТВС-2М. Привода СУЗ, парогенераторы и ГЦН в В-392М такие же или почти такие, как в беленском проекте.

В проекте В-491 выбраны такие же технические решения по основному оборудованию РУ, как и в В-392М.

В то же время, по системам безопасности и системам управления запроектными авариями используются технические решения, соответствующие проекту РУ В-428 (тяньваньский проект). К ним будут добавлены также системы пассивного отвода тепла (СПОТ) и системы пассивного отвода тепла защитной оболочки (СПОТ ЗО). Таким образом, делают вывод авторы доклада, степень пассивности в системах безопасности в В-491 меньше, чем в В-392М, но выше, чем в В-428.

Другое важное отличие между двумя проектами РУ для АЭС-2006 заключается в том, что в В-491 используется четырёхканальное построение систем безопасности. Концепция АСУ ТП для ленинградских блоков будет иметь структуру построения технических средств для формирования сигналов на срабатывание систем безопасности "два из четырёх" вместо "два из трёх".

Лицензии на сооружение двух блоков Нововоронежской АЭС-2 и одного блока Ленинградской АЭС-2 были выданы в 2008 году Ростехнадзором с оговоркой о необходимости выполнения программы НИОКР в обоснование безопасности энергоблоков.

Проект РУ В-488

Проект РУ В-488 - это одна из проработок в продолжение серии АЭС-2006. Она увязана с проектом АЭС-2006М, отличающимся повышенной экономической эффективностью.

Для данного проекта ставятся следующие задачи:

• реализация оптимального сочетания целевых показателей экономичности выработки электроэнергии и топливоиспользования (КИУМ=0,9, КТИ=0,92, длительность топливной кампании - до 350 эфф.сут, максимальная глубина выгорания топлива - до 70 МВт×сут/кгU, топливный цикл - 24 мес. и т.д.);
• увеличение тепловой мощности реактора до 3300 МВт с одновременным повышением КПД (нетто) энергоблока до 36%, что позволит увеличить электрическую мощность (брутто) до 1300 МВт.

Планируется также выполнить следующую оптимизацию технических решений по системам безопасности:

• модернизация структуры систем безопасности в направлении оптимизации сочетания активного и пассивного принципов;
• проработка вариантов общестанционных систем безопасности (например: обеспечивающие системы безопасности, обслуживающие несколько энергоблоков);
• увеличение времени эффективного действия пассивных систем безопасности и управления авариями без вмешательства оператора и потребности в электроэнергии до 72 часов;
• проработка варианта удержания расплава в корпусе реактора при тяжёлых авариях за счёт внутреннего и внешнего охлаждения;
• исключение избыточности в АСУ ТП;
• проработка варианта с применением концепции ТПР для снижения требований к системам безопасности (снижение размера течи первого контура, рассматриваемого в анализах безопасности в качестве МПА до Ду200, и, как следствие, снижение требований к защитным системам безопасности), с ориентацией на внедрение этой концепции после внесения изменений в федеральные нормы и правила.

Среди технических решений, которые могут быть внедрены на В-488, в докладе отмечаются следующие:

• проработка варианта с повышением расчётного давления парогенератора по второму контуру до 9,5 МПа, что позволит значительно оптимизировать комплекс защит и блокировок по повышению давления во втором контуре, расширить возможности температурного регулирования и внедрить статическую программу регулирования по средней температуре теплоносителя первого контура (снижение нагрузок на основное оборудование РУ в многоцикловых режимах с изменением нагрузки (манёвренных режимах), оптимизация в этих режимах водообмена и соответствующее снижение объёмов жидких радиоактивных отходов и т.д.);
• проработка варианта парогенератора с экономайзерным участком;
• применение обогащённого до 42% бором-10 раствора борной кислоты в теплоносителе первого контура (снижение химического воздействия борной кислоты на оборудование первого контура при переходе на топливный цикл в 24 месяца);
• повышение показателей использования принципа внутренней самозащищенности РУ за счет соответствующих изменений конструкции основного оборудования по отношению к проекту РУ для АЭС-2006 (увеличение объёма КД, запаса воды в ПГ, полное перекрытие поглотителем топливного столба после срабатывания АЗ, исключение гидрозатвора в "холодной" нитке ГЦТ, применение усовершенствованной конструкции ГЦНА, применение концепции удержания расплава внутри корпуса реактора);
• применение для используемого оборудования РУ сталей, которые позволят повысить его срок службы более 60 лет;
• применение концепции обслуживания топлива при работе реактора на мощности (увеличение КИУМ и т.д.);
• усовершенствование конструкции активной зоны, направленное на увеличение загрузки топлива на 16-18% по сравнению с РУ В-320 (повышение обогащения ²³⁵U более 5%, увеличение высоты топливного столба на 200-250 мм, применение топливной таблетки с зерном 20-30 мкм (и далее до 45-60 мкм), твэл без центрального отверстия и т.д.);
• усовершенствование конструкции активной зоны, направленное на увеличение запасов по теплотехнической надёжности её охлаждения (интенсификация внутрикассетного и межкассетного перемешивания теплоносителя, повышение расхода через активную зону, уменьшение неравномерности энерговыделений в ТВС и активной зоне в целом, в том числе, за счет увеличения радиуса расположения в ТВС поглощающих стержней ПС СУЗ и т.д.);
• изучение возможности и достижения экономического эффекта при использовании "тонких" твэлов и "керметного" топлива, применении сорбента в газовом зазоре, использовании "грязного" (регенерированного) МОХ-топлива;
• проработка вариантов, исключающих объёмное кипение в ТВС;
• применение активной зоны, способной работать при низких концентрациях бора с осуществлением манёвренных режимов без изменения концентрации бора.

Реактор ВВЭР-1200А

Реактор ВВЭР-1200А в двухпетлевом исполнении, известный также как 501-ый проект, авторами доклада назван как ещё один возможный вариант АЭС-2006. В этом проекте представляется возможным снизить стоимость основного оборудования РУ, однако для него потребуется большой объём НИОКР.

Концепция проекта заключается, прежде всего, в сокращении объёмов строительно-монтажных работ, эксплуатационных затрат за счёт новых компоновочных решений, уменьшении количества оборудования, поставке на монтаж оборудования максимальной готовности.

Как следствие этого, в проекте можно будет отказаться от требования обеспечения транспортабельности оборудования реакторной установки по железной дороге. Это давнее ограничение, серьёзно сдерживающее возможности проектантов, в том числе, по мощности энергоблоков и их показателям. В докладе отмечено, что предлагаемые для ВВЭР-1200А парогенераторы проектируются как транспортабельные только водным или автомобильным транспортом.

В ВВЭР-1200А предлагается увеличить единичную мощность парогенератора и ГЦН, что позволит повысить параметры второго контура и к.п.д. энергоблока.

Среди преимуществ нового проекта, отмеченных выступавшим докладчиком Виктором Моховым - потенциальная возможность уменьшения диаметра гермооболочки до 40 м и выигрыш по сравнению с АЭС-2006 по металлоёмкости реакторной установки.

Реактор в данном проекте предлагается использовать на базе реактора ВВЭР-1200, за исключением зоны патрубков, поскольку будет уменьшено количество петель. По парогенераторам предлагается новая разработка горизонтального ПГ на базе ПГ для ВВЭР-1500, но удлинённого по сравнению с ним.

Новых разработок потребуют ГЦН увеличенной мощности. Оборудование компенсаторов давления и бассейна выдержки, так же как и оборудование для транспортно-технологических операций могут быть взяты из проекта АЭС-2006. Главный циркуляционный трубопровод будет увеличен.

По системам безопасности ВВЭР-1200А должен быть выполнен определённый объём оптимизационных исследований, так как за этими системами тянется большой "хвост" по оборудованию и его резервированию. Необходимо предусмотреть решения, позволяющие исключить целый ряд исходных событий.

Проект В-407

Проект В-407 представляет собой реакторную установку ВВЭР-640.

Его принципиальная особенность - преодоление проектных аварий системами безопасности, основанными на пассивных принципах, что позволяет увеличить время поддержания РУ в безопасном состоянии, в условиях аварии с полной потерей электроснабжения, как минимум до 72 часов.

При тяжёлых запроектных авариях кориум будет удерживаться в корпусе реактора ВВЭР-640 за счёт внешнего охлаждения корпуса.

Реактор, компенсатор давления и часть оборудования обращения с топливом взяты для ВВЭР-640 из проекта серийной реакторной установки ВВЭР-1000 (В-320). Активная зона реактора В-407 состоит из 163 ТВС, аналогичных по конструкции усовершенствованной кассете для ВВЭР-1000.

Новым в проекте В-407 является также ГЦНА. Предлагаемая для проекта модификация насосов позволяет снизить весовые и габаритные размеры, а так же исключить гидрозатворы на петлях первого контура, из чего вытекает возможность обеспечить оптимальные размеры аварийного бассейна и баков САОЗ.

Парогенератор в В-407 - однокорпусной теплообменный аппарат горизонтального типа. В отличие от ВВЭР-1000, на парогенераторе ПГВ-640 коллектор теплоносителя первого контура выполнен из нержавеющей стали, как в реакторах ВВЭР-440.

В докладе подчёркивается, что на настоящий момент готовность проекта РУ В-407 оценивается как 75% объёма технического проекта. На проект АЭС получена лицензия ГАН РФ в 1998 году на сооружение блока АЭС на площадке Ленинградской АЭС при условии выполнения программы НИОКР. Однако этот проект не был реализован в связи с ориентацией промышленности на сооружение АЭС большой мощности.

Проект В-498

498-ая установка предлагается для создания блоков со средней мощностью (ВВЭР-600) на основе технологических решений АЭС-2006. Как отмечается в докладе, существуют три различных модификации активной зоны ВВЭР-600 - с 109, 121 и 163 ТВС.

Среди основных положений концепции ВВЭР-600 в ОКБ "Гидропресс" видят следующие пункты:

• применение имеющегося оборудования проектов В-392М и В-491;
• двухпетлевая схема РУ;
• реактор с двумя входными и двумя выходными патрубками;
• реализация оптимального применения принципов резервирования, независимости и разнообразия для формирования оптимальной по составу и эффективности структуры систем безопасности;
• реализация концепции удержания расплава активной зоны при тяжёлых авариях внутри корпуса реактора за счёт внутреннего и внешнего охлаждения.

На данный момент проект ВВЭР-600 находится на стадии технического предложения. Его реализация потребует проведения НИОКР, в том числе, по оптимизации конструкции ГЦНА, обоснованию перемешивания потоков с различной концентрацией бора и температурой в проточном тракте реактора, оптимизации пассивной части САОЗ и СПЗАЗ и ряду других тематик.

Проект РУ В-478

Проект В-478 представляет собой двухпетлевую РУ ВВЭР-300. В качестве референтного в нём используется проект В-407 (ВВЭР-640). На данный момент, проект находится на стадии технических предложений.

Основное оборудование в ВВЭР-300 должно быть унифицировано с ВВЭР-640. Активная зона ВВЭР-300 создаётся на базе кассет ТВС-2.

Потребителями нового проекта могут стать регионы, имеющие электрические сети малой мощности.

ВВЭР-СКД

В докладе отмечается, что ОКБ "Гидропресс" совместно с ГНЦ РФ ФЭИ и РНЦ КИ в 2006 году возобновили работы по разработке концепции инновационной РУ с корпусным легководным реактором сверхкритического давления ВВЭР-СКД.

Эта разработка соответствует системе SCWR с реактором, охлаждаемым водой сверхкритического давления (СКД), которая включена в список из шести систем, рассматривающихся на международном форуме "Generation IV".

Основные целевые показатели АЭС с ВВЭР-СКД, ориентированной на применение в замкнутом топливном цикле, в докладе формулируются следующим образом:

• сохранение достигнутого уровня по надёжности и безопасности эволюционных проектов ВВЭР поколения 3+;
• к.п.д. примерно 45%;
• КВ > 0,8;
• максимальное использование освоенной технологии ВВЭР и котло-турбинных установок со сверхкритическими и суперкритическими параметрами.

Текущее положение дел по ВВЭР-СКД таково. По одноконтурной РУ выполнены конструкторские проработки реактора, ВКУ и ТВС для однозаходной и двухзаходной активной зоны. Проведены нейтронно-физические и теплогидравлические расчеты, выполнены предварительные проработки и расчёты тепловой схемы АЭС.

Кроме этого, разработана концепция РУ, а также концепция её безопасности. Разработаны требования к конструкционным материалам активной зоны и ВКУ, к ТВС и ПС СУЗ, а также выявлены проблемные вопросы практической реализации проекта.

Список первоочередных проблем для ВВЭР-СКД достаточно велик. В него входят, в частности, такие тематики:

• теплообмен в ТВС;
• коррозия и перенос продуктов коррозии;
• теплогидравлика активной зоны (вопросы гидропрофилирования);
• теплогидравлика в камерах смешения;
• устойчивость циркуляции теплоносителя в РУ с учётом обратных связей между нейтронной мощностью и параметрами теплоносителя в активной зоне;
• исследование теплогидравлики при переходе через критическое давление в переходных процессах;
• охлаждение активной зоны в авариях с потерей теплоносителя;
• проблема ввода жидкого поглотителя для обеспечения подкритичности при заливе активной зоны холодной водой;
• обеспечение отрицательных коэффициентов реактивности по температуре топлива и удельному объёму теплоносителя.

Для ВВЭР-СКД необходимо создание системных теплогидравлических кодов. В докладе отмечено, что в ОКБ "Гидропресс" уже создана расчётная программа ТЕМПА-СК для теплогидравлического анализа в поканальном (поячейковом) приближении ТВС, охлаждаемой водой сверхкритического давления. В настоящее время ведётся верификация этого кода.

ОКБ "Гидропресс" и ГНЦ РФ - ФЭИ совместно подготовили программу НИОКР по ВВЭР-СКД, предусматривающую сооружение демонстрационного реактора тепловой мощностью 300 МВт.

ИСТОЧНИК: По докладу Виктора Мохова и др.

ДАТА: 30.05.2009

Темы: АЭС, Россия, Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР, Статьи, Виктор Мохов