ВВЭР - история, состояние и развитие. Часть 3.

А.В.Ланкевич, ОПУБЛИКОВАНО 07.07.2021

Мы публикуем в порядке дискуссии статью "История, состояние и проблемы развития технологии водо-водяных реакторов под давлением". Статья публикуется в нескольких частях.

Автор - Алексей ЛАНКЕВИЧ, Техническая академия Росатома, г. Обнинск. Вступление к статье - Виктор МУРОГОВ.

Первая часть - по этой ссылке.		Третья часть - по этой ссылке.
Вторая часть - по этой ссылке.		Четвёртая часть - по этой ссылке.

Часть 3. Ретроспективный анализ развития технологии PWR.

Полномасштабное представление о развитии ЯЭ в мире можно получить из анализа трёх Женевских конференций по вопросам её мирного использования (1955 - 1958 - 1964 годы).

Небывалый фурор произвёл на первой Женевской конференции в 1955 году доклад советской делегации о разработке, создании и пуске 27 июня 1954 года в СССР, в Обнинске первой в мире АЭС (5 МВт-э) с уран-графитовым реактором, которая выдала электроэнергию в сеть (АМ-1).

Женевские конференции провозгласили начало эры развития ЯЭ, АЭС, энергетических реакторов и ядерного топлива для них.

В 1956 году в Англии на АЭС "Колдер-Холл" (50 МВт-э ) на базе реактора MAGNOX была создана первая в мире коммерческая атомная станция,

Положительный опыт, а также сильное желание опередить русских и англичан привели к решительной поддержке в США крупномасштабного демонстрационного реактора с водяным охлаждением.

В качестве такого реактора был выбран реактор-прототип для авианосца, вследствие отказа президента Эйзенхауэра от финансирования программы для авианосца и преобразования этого проекта в коммерческую энергетическую установку с электрической мощностью 60 МВт(э), которая была пущена в 1957 году под названием АЭС "Shippingport".

Она стала первой коммерческой атомной электростанцией в США и послужила прототипом для развития основной массы энергетических реакторов в мире (общая доля строящихся на сегодняшний день водо-водяных реакторов составляет более 95%).

Нелишним будет замечание, что все три проекта первых АЭС явились результатом конверсии оборонной тематики.

3.1. США.

Корпус реактора первой коммерческой атомной электростанции в США
спускается на место на АЭС "Shippingport",
недалеко от Питтсбурга, штат Пенсильвания,
10 октября 1956 года.

Реакторы PWR, как и ВВЭР, являются водо-водяными реакторами под давлением. Современные модификации таких реакторов мало отличаются от своих прародителей. Первый реактор данного типа был разработан компанией "Westinghouse" как основа энергетической установки для атомной подводной лодки "Наутилус" (1954).

Здесь нелишним будет отметить, что американская компания "Westinghouse" и реакторы с водой под давлением иногда рассматриваются как синонимы (к примеру, как "Ford" и автомобиль, IBM и компьютер).

Хотя "Westinghouse" играла ведущую роль, многие другие организации в разных странах внесли значительный вклад в разработку PWR с самого начала и играют всё более важную роль в её дальнейшем развитии и эксплуатации.

Государственная атомная энергетическая комиссия США (AEC) выполнила несколько программ, специально посвящённых поиску решений по развитию ядерной энергетики.

В этот период перспективы ядерной энергетики для рынка были весьма условными, и объём работ в этом направлении регулярно оценивался с некоторой точностью (3-5 лет, чтобы создать реакторы с небольшой мощностью, и 20-30 лет, прежде чем ввести значительную мощность). Тем не менее, всем не терпелось узнать, удастся ли это сделать.

Эйзенхауэр в своей знаменитой речи "Атом для мира" в декабре 1953 года значительно усилил внимание AEC к частному участию в ядерных технологиях.

В 1954 году AEC объявила о финансируемом правительством пятилетнем плане по изучению концепций реакторов с коммерческой точки зрения. В их число вошли:

• реактор с водой под давлением ("Shippingport");

• экспериментальный реактор с кипящей водой (EBWR);

• эксперимент с натриевым реактором (SRE);

• гомогенный реакторный эксперимент-2 (HRE-2);

• экспериментальный реактор-размножитель-2 (EBR-2).

Как было сказано, первая международная конференция по мирному использованию атомной энергии состоялась в Женеве в 1955 году. Это было невероятное событие, наполненное оптимизмом и волнением, на пути к частному финансированию, владению и эксплуатации объектами использования ядерной энергии.

Во втором томе отчёта (24 июня 1955 года) председатель AEC Штраус произнёс воодушевляющую речь о том, как американская промышленность была готова покрыть 90% затрат на развитие ядерной энергетики.

Он также намекнул на политическую ситуацию, что в мирное время инвестиции в обычное оружие можно вернуть только в виде металлолома, а вот накопленный ядерный материал можно было бы использовать и позже в мирных целях.

Первоначально активная зона водо-водяного реактора "Shippingport" использовала высокообогащённый уран.

Так как металлическое урановое топливо быстро разрушалось в воде, то велись разработки высокотемпературного топлива с большим выгоранием на основе сплавов урана с молибденом и ниобием и 3,8% кремния с интерметаллическими силицидами U₃Si (недавно возрождённые под названием Accident Tolerant Fuels). По причине сложности изготовления и высокого поглощения нейтронов в молибдене от этих разработок пришлось отказаться.

Многие уроки были извлечены из опыта эксплуатации "Shippingport". Например, утечка из предохранительных клапанов компенсатора давления из-за тепловых деформаций, появление избыточной радиоактивности в теплоносителе, были обнаружены кусочки сепаратора турбины в лопатках низкого давления из-за вибраций.

Несмотря на проблемы, "Shippingport" успешно работал, но его капитальные затраты были примерно в 10 раз больше, чем у аналогичной станции, работающей на углеродном топливе.

В то время складывалось впечатление, что с такой экономикой развитие этого направления выглядит труднодостижимо. Учитывая реалии "Shippingport", коммунальные предприятия продолжали колебаться, но правительство США призвало к государственной и частной коммерциализации атомной отрасли.

И тогда консорциумом из 10 коммунальных предприятий Новой Англии, которые профинансировали все капитальные затраты, был предложен проект реактора "Янки" в Роу (Yankee Core I) мощностью 110 МВт(э). Это был первый реактор, в котором использовался диоксид урана с оболочкой из нержавеющей стали.

Опыт "Янки" был положительным, от НИОКР до строительства и эксплуатации. Консорциум завершил строительство станции на 23% ниже запланированных затрат. Теперь дела у легководного направления пошли на поправку.

Следующий реактор "Индиан-Пойнт" представлял собой реактор PWR мощностью 163 МВт(э) с гомогенно смешанными оксидами высокообогащённого урана и тория - правда, в августе 1962 года он вышел из строя.

Его цель заключалась в разработке ториевого топливного цикла для производства энергии, чтобы расширить ресурсы, доступные для PWR, в случае увеличения их парка в глобальном масштабе.

Раскрыть преимущества ториевого топлива тогда не удалось, поэтому вторая активная зона представляла собой низкообогащённый диоксид урана без тория.

Две новые атомные электростанции, "Коннектикут Янки" и "Сан-Онофре", начали коммерческую эксплуатацию в 1968 году и имели проект PWR, поставленный компанией "Westinghouse" по контракту "под ключ".

В случае атомной электростанции "Янки" в Коннектикуте была выбрана конструкция с четырёхпетлевой компоновкой и генерирующей мощностью 490 МВт. Корпус этого реактора был на тот момент самым длинным в мире и был спроектирован и построен компанией "Combustion Engineering".

Напротив, реактор в Сан-Онофре был с трёхпетлевой компоновкой и проектной электрической мощностью 365 МВт.

В том же 1968 году вступила в строй первая атомная электростанция в Испании, "Хосе Кабрера", на которой был реактор "Westinghouse PWR" с электрической мощностью 150 МВт. Она стала единственной действующей в мире однопетлевой установкой PWR.

В период с 1963 по 1966 год GE и "Westinghouse" подписали 12 контрактов под ключ с реакторами PWR и BWR. Увы, эпоха под ключ была недолгой. Продавцы реакторов изо всех сил пытались заработать на этих продажах.

Руководители угольной промышленности заявили, что GE установила цену на "Oyster Creek" ниже себестоимости. GE отрицала это, заявляя, что они получат небольшую прибыль, если не возникнут непредвиденные трудности.

АЭС по-прежнему были большими, сложными и дорогими. Усиление общественного контроля и связанная с этим нестабильность регулирования вызвали рост затратной составляющей.

Из-за проблем с ПГ несколько PWR были вынуждены преждевременно отключиться. Это дало некоторое преимущество BWR на старте, к тому же BWR реакторы обладали простотой и экономичностью конструкции (одноконтурные), но впоследствии, когда на первое место вышла безопасность, одноконтурная конструкция обернулась одним из недостатков.

В течение 1970-ых и 1980-ых годов начали коммерческую эксплуатацию 10 АЭС, спроектированных "Babcock & Wilcox" (B&W) с реакторами PWR: Three Mile Island-1 и 2, Arkansas Nuclear One-1, David Besse-1, Oconee 1-2 и 3, Indian Point-1, Rancho Seco-1 и Crystal River-3.

Конструкция B&W PWR имеет двухпетлевую компоновку и прямоточный ПГ. Это даёт некоторое преимущество, так как в прямоточном ПГ с U-образным трубным пучком давление пара зависит от мощности активной зоны.

Компания "Combustion Engineering" (CE) построила 15 атомных электростанций в США, в том числе: Arkansas Nuclear One-2, Calvert Cliffs 1 и 2, Millstone-2, Palisades, PaloVerde 1, 2 и 3, St Lucie 1 и 2, Waterford-3, Maine Yankee, San Onofre 2 и 3.

Конструкция PWR этой компании, названная CE80, состоит из двух петель, соединённых с корпусом реактора, расположенным в центре. В этой конструкции в каждой петле первого контура есть две холодные ветки, соединяющие выход парогенератора с корпусом, и в каждой из них установлен ГЦН.

Ещё одно отличие - увеличение размера ПГ которое приводит к увеличению объёма теплоносителя и, следовательно, к улучшенной безопасности в аварийных ситуациях.

Также необходимо отметить увеличение на 33% объёма компенсатора давления, что позволило более эффективно управлять в случае аварии с потерей теплоносителя (LOCA). И к тому же наличие большего количества теплоносителя в компенсаторе позволяет избежать отключения реактора во время переходных процессов или сброса нагрузки.

В отличие от остальных вариантов конструкции PWR, в конструкции CE80 возможные изменения мощности корректируются только с помощью управляющих стержней (СУЗ), поэтому снижается необходимость корректировки концентрации бора при переходных режимах.

PWR первого поколения были достаточно просты и являлись аналогами рассмотренных в предыдущем разделе реакторов типа ВВЭР (максимальная температура и давление в них были меньше, чем в ВВЭР-1000 и равнялись 315°С и 15,5 МПа, соответственно).

В составе твэлов этих реакторов использовались цилиндрические таблетки диоксида слабообогащённого (13%) урана размером 8×12 мм, которые укладывались в металлические трубки из циркалоя (Zircaloy) длиной 3,65 м и около 10 см в диаметре, заполненные гелием.

Скомпонованные таким образом твэлы собирались в ТВС квадратного сечения 14×14 с дистанционированием по всей высоте и резервированием от 16 до 25 ячеек под перемещение в пространстве кассеты ПЭЛ ОР СУЗ.

Первые разработки реакторов этого типа послужили впоследствии прототипом проектов более совершенных современных реакторов для АЭС.

В отличие от реакторов первого поколения PWR, в более поздних разработках стало использоваться жидкостное борное регулирование в сочетании с системой оперативного регулирования на основе стержневых ПЭЛ. То есть, как можно заметить, они нас опережали лет на пять-семь. Во всем остальном можно сказать, что развивались мы в этом направлении по одинаковому сценарию.

Реакторы второго поколения PWR, которые содержали ТВС с большим количеством твэлов (ТВС 15×15 и 16×16) были сложнее в управлении, так как имели меньшие теплогидравлические запасы и больший запас реактивности.

Реакторы третьего поколения PWR, которые выделяют теперь в реакторы отдельного типа, с учётом дальнейшего повышения их мощности и в связи с ужесточением требований к их безопасности после аварии в 1979 году на втором энергоблоке АЭС "Three Mile Island", стали рассматриваться с пристальным вниманием по отношению к оперативному управлению, информационному и метрологическому обеспечению.

Необходимо отметить, что тяжёлая авария на АЭС "Three Mile Island" с реактором PWR привела не только к серьёзным экономическим и имиджевым потерям для компании "Westinghouse" (остановлено строительство и произошёл отказ от реализации более сотни новых проектов), но и послужила базисом для внесения изменений в конструкцию реакторов и АЭС в целом - было сделано более 200 усовершенствований в проекте PWR.

На этом же основываются и реакторы PWR поколения три плюс (AP-1000), которые отличаются по техническому замыслу ещё большей надёжностью и большей безопасностью от классических аналогов.

Корпуса классических PWR традиционно изготавливались из углеродистой стали с нержавеющей плакировкой, которая обычно выполнялась из марганцево-молибденовой стали.

Внутри корпуса, в активной зоне, имеется от 190 до 300 тепловыделяющих сборок. Высота активной зоны этих реакторов бывает от 3,65 м (например, в реакторах энергоблоков АЭС "Диабло Каньон 2", "Байрон 2") до 3,81 м (например, в реакторе энергоблока АЭС "Паоло Верде 2").

Загрузка топлива составляет в среднем 80...100 т, например: 73,1 т при тепловой мощности 2775 МВт (реактор энергоблока АЭС "Шерон Гаррис 1"), 101 т при тепловой мощности 3411 МВт (реактор энергоблока АЭС "Сибрук 1"), чуть менее 99,03 т при тепловой мощности 3800 МВт (реактор энергоблока АЭС "Паоло Верде 2").

Реакторы типа PWR работают с различным числом циркуляционных петель движения теплоносителя: с тремя (например, реактор энергоблока АЭС "Шерон Гаррис 1") или четырьмя (например, реакторы энергоблоков АЭС "Диабо Каньон 2", "Катоба 2", "Милстоун 3", "Байрон 2", "Брейдвуд 1", "Сибрук 1" и др.).

Как правило, температура циркулирующего теплоносителя на входе в реактор колеблется от 284°С до 296°С, а температура на выходе из реактора - от 320°С до 332°С.

Расход теплоносителя различен: от 15060 т/ч (например, в реакторе энергоблока АЭС "Диабло Каньон 2") до 25288 т/ч (например, в реакторе энергоблока АЭС "Паоло Верде 2").

Давление в режимах нормальной эксплуатации не достигает 16 МПа, находясь в пределах 15,7...15,9 МПа (в среднем 15,8 МПа), и поддерживается на требуемом уровне с помощью компенсатора давления, как и в реакторах типа ВВЭР.

При работе на номинальной нагрузке реакторы типа PWR (как и типа ВВЭР) обладают, в силу своей кинетики, отрицательными коэффициентами реактивности по температуре теплоносителя и мощности. Это делает их устойчивыми в плане управления.

Из приведённых фактов и их описания становится ясно, что реакторы типа PWR, имея свои технические особенности, о которых мы говорили при рассмотрении истории развития ВВЭР (квадратная упаковка, вертикальные ПГ, 2- - 3-петлевые компоновки, органы регулирования вводятся не сверху, а снизу, компоновка реакторного отделения и станции), но в целом подобны реакторам типа ВВЭР.

Многие другие страны мира приняли ядерную энергетику как часть своей энергетической стратегии в конце XX века. В большинстве программ использовалась технология легководных реакторов типа PWR или BWR.

3.2. Германия.

В 1950-ых годах в Западной Германии начались исследования в области использования ядерной энергии в мирных целях. На основе обширного международного сотрудничества было построено несколько прототипов реакторов и разработаны концепции замкнутого ядерного топливного цикла и окончательного хранения радиоактивных отходов в глубоких геологических формациях.

С 1956 по 1969 год в Западной Германии было основано несколько центров ядерных исследований. Большинство этих исследовательских центров, а также университетских институтов были оснащены исследовательскими реакторами.

При содействии производителей США Западная Германия приступила к разработке коммерческих атомных электростанций (Siemens/Westinghouse для реакторов с водой под давлением (PWR), AEG/General Electric для реакторов с кипящей водой (BWR)).

В 1958 году компания AEG/GE начала строительство первой экспериментальной западногерманской АЭС мощностью 16 МВт(э) (Versuchsatomkraftwerk Kahl, VAK), которая вышла на критику в 1960 году.

С этого момента началось развитие ядерной энергетики в Западной Германии. В период с 1965 по 1970 год строились энергетические реакторы мощностью 250-350 МВт(э) и 600-700 МВт(э).

Примерно через 15 лет разрыв в ядерных технологиях между Западной Германией и международным сообществом был ликвидирован. Западногерманская атомная промышленность получила первые заказы из-за границы, из Нидерландов (Borssele) и из Аргентины (Atucha).

В 1969 году "Siemens" и AEG основали "Kraftwerk Union" (KWU), объединив свои соответствующие ядерные предприятия. Началась отечественная разработка атомных электростанций KWU с реакторами типа PWR.

В 1972 году в Западной Германии началось строительство крупнейшего на тот момент в мире реактора "Biblis A" мощностью 1200 МВт(э).

Основываясь на многолетнем опыте эксплуатации, был введён стандартизированный PWR мощностью 1300 МВт(э) ("Конвой"), главным образом для ускорения процесса лицензирования. Три блока "Конвой" были введены в эксплуатацию в 1988 году и были последними АЭС, построенными в Западной Германии.

Германская Демократическая Республика (то есть, Восточная Германия) приступила к разработке программы мирной ядерной энергетики с помощью Советского Союза в 1955 году.

В 1956 году в Россендорфе был основан Центральный институт ядерной физики. Здесь в 1957 году начал работу исследовательский реактор, поставленный Советским Союзом.

Первая восточногерманская АЭС мощностью 70 МВт (э) в Райнсберге, оснащённая российским реактором ВВЭР, была подключена к сети в 1966 году.

В период с 1974 по 1979 год были введены в эксплуатацию блоки №№1-4 АЭС "Грайфсвальд", все из которых были оснащены реакторами ВВЭР-440/В-230. В 1989 году вводился в эксплуатацию энергоблок №5 c реактором ВВЭР-440/В-213.

После воссоединения Германии в октябре 1990 года были проведены комплексные оценки безопасности АЭС советского типа. Эти анализы показали недостатки безопасности по сравнению с текущими требованиями ядерной безопасности Западной Германии.

По техническим и экономическим причинам, в частности, из-за неопределёности в процессе лицензирования, а также из-за снижения потребления электроэнергии было принято решение о закрытии этих станций.

Также были прекращены работы на строящихся АЭС (блоки №№6, 7 и 8 в Грайфсвальде с реакторами ВВЭР-440/В-213 и два реактора ВВЭР-1000 возле Стендаля).

После энтузиазма по поводу ядерной энергии в пятидесятые и шестидесятые годы скептицизм по поводу ядерной энергетики начал расти в начале 1970-ых годов. Всё большее число граждан выступали против рисков, связанных с ядерной энергией, и против дальнейшего расширения атомных электростанций.

В Западной Германии такие имена, как "Wyhl" и "Brokdorf" (атомные электростанции), "Gorleben" (центр обращения с отходами), "Wackersdorf" (установка по переработке) и "Kalkar" (установка на быстрых нейтронах) являются синонимами протестов против ядерной энергетики.

После аварии на Три-Майл-Айленде в Гаррисбурге, штат Пенсильвания, в 1979 году и катастрофы в Чернобыле в 1986 году стало ясно, что риски ядерной энергетики не являются чисто теоретическими.

В 2000 году правительство заключило соглашение с электроэнергетическими компаниями о структурированном поэтапном отказе от коммерческого использования ядерной энергии для производства электроэнергии. Соответствующие поправки были внесены в закон об атомной энергии в апреле 2002 года. Был введен юридический запрет на строительство новых АЭС.

После аварии на АЭС "Фукусима Дайичи" 11 марта 2011 года федеральное правительство Германии приняло решение о прекращении использования атомной энергии к 2022 году.

3.3. Франция.

Франция после нефтяных потрясений 1970-ых годов приняла ядерную энергетику в качестве стратегического источника энергии, к которому следует стремиться из соображений национальной безопасности, а также энергетической независимости, и поэтому страна вкладывала значительные средства в технологии, а не полагалась на замыслы США.

На начальном этапе своей ядерной программы Франция сделала выбор в пользу реакторов с газовым охлаждением (GCR) и реакторов-размножителей на быстрых нейтронах (FBR).

Однако в сотрудничестве с Бельгией было принято решение о строительстве атомной электростанции "Chooz-A" с реактором PWR, расположенной очень близко к границе между двумя странами. Её строительство началось в 1961 году, а в 1967 году началась эксплуатация первого коммерческого ядерного реактора PWR в Европе.

В 1970-ых годах во Франции поэтапно разрабатывались несколько серий проекта PWR - все они трёхконтурные и с электрической мощностью 900 МВт. Эти новые серии, основанные на конструкции PWR, получили названия CP0, CP1 и CP2 (М310).

Серия CP0, полностью под лицензией "Westinghouse", была внедрена только в 1970-ых годах на блоках №1 и №2 Фессенхайма и блоках №№2, 3, 4 и 5 атомной электростанции "Bugey".

Вместо серии CP0 в конце 1970-ых и 1980-ых годах были разработаны серии CP1 и CP2, по данным проектам было построено 28 ядерных реакторов. В сериях CPI и CP2 был учтён опыт, полученный при проектировании, строительстве и эксплуатации реакторов CP0.

В отличие от исследований проекта для серий CP0, которые проводились отдельно для каждого участка АЭС, исследования проектов для серий CP1 и CP2 были стандартизированы. В результате серии CP1 и CP2 отличаются от серии CP0:

• конструкцией здания защитной оболочки, которая была изменена для облегчения операций внутри ЗО;

• изменениями систем безопасности в области независимости каналов и повышения их надёжности;

• более гибким управлением реактором, благодаря использованию регулирующих стержней и добавлению стержней с выгорающими поглотителями.

Впоследствии Франция перешла на станции с четырёхпетлевыми компоновками, что означало увеличение генерирующей мощности до 1300 МВт. Эти новые установки получили название серий P4.

Первоначальный проект реакторной установки под названием P4 был основан на лицензии "Westinghouse", восемь таких проектов были реализованы в течение 1980-ых годов.

Однако перед лицом такой амбициозной национальной ядерной программы компания "Framatome" разработала собственную французскую версию серии P4, названную P'4, были введены 12 блоков с этим реактором.

Увеличение мощности в этих сериях было достигнуто за счёт увеличения размера корпуса реактора, вследствии чего перешли с трёхпетлевых проектов для реакторов CP0, CP1 и CP2 с 900 МВт на четырёхпетлевые для серии P4 и P'4 мощностью 1300 МВт, также увеличились размеры основного оборудования, ГЦН-ы и ПГ-ы.

Предыдущая серия (СР) имела двухблочные установки, в то время как новая представляет собой одноблочные установки. Системы безопасности спроектированы по многоканальному принципу с независимым расположением, что значительно увеличило уровень безопасности.

Кроме того, каждая защитная оболочка имеет двойную бетонную стену (одна внутренняя стена из предварительно напряжённого бетона и одна внешняя стена из железобетона) вместо одинарной стены из предварительно напряжённого бетона, облицованной сталью, в реакторах мощностью 900 МВт.

Используются новые микропроцессорные технологии управления и КИП с использованием программируемой памяти.

Серия P'4 отличается от серии P4 тем, что монтаж зданий и сооружений был оптимизирован, а их размеры уменьшены для сокращения затрат.

Наконец, в течение 80-ых годов компания "Framatome" пришла к реализации французского проекта N4, были построены четыре новых блока: два блока в Chooz и ещё два в Civeaux.

Благодаря усовершенствованному топливу и усовершенствованиям основных компонентов второго контура удалось повысить мощность до 1450 МВт(э).

Во Франции работают только водо-водяные реакторы и все реакторы относятся ко второму поколению. В таких условиях государственному регулятору работать значительно проще в сравнении с условиями, сложившимися не только в США, но и в России и в других странах, так как отсутствует необходимость разрабатывать технологии продления сроков эксплуатации для разных типов реакторов.

А развитие атомного проекта как государственной программы привело к тому, что Франция, наряду с Россией, обладает наиболее полным комплектом предприятий (обогащение - газовые центрифуги, производство и конверсия ядерного топлива, а также переработка отработанного топлива), необходимых для функционирования и развития атомной энергетики.

3.4. Китай.

Китайская программа эволюции ядерных реакторов PWR основана на параллельной разработке трёх компаний:

• Китайская генеральная ядерная энергетическая корпорация (CGN);

• Китайская национальная ядерная корпорация (CNNC);

• Государственная корпорация ядерных технологий (SNPTC).

Корпорация CGN.

Истоки китайской ядерно-энергетической программы были основаны на французских технологиях. Первые блоки мощностью 900 МВт были экспортированы компанией "Framatome" для двух китайских атомных электростанций "Daya Bay" и "Ling Aо".

Конструкция этих РУ в конечном итоге получила название M310. В последующие годы она эволюционировала в конструкцию CPR-1000 поколения II+ (китайский PWR).

Трёхконтурный CPR-1000 мощностью 1086 МВт имеет кампанию 18 месяцев. Основным отличием от первоначальной конструкции M310 было удаление сварного шва в корпусе реактора под давлением, что сокращало время производства компонентов и устраняло необходимость проверять сварной шов в течение срока службы реактора.

CPR-1000 имеет 157 тепловыделяющих сборок с обогащением по UO₂ 4,5%. Конструкция ТВС - 17×17.

Далее CPR-1000 превратился в более совершенный вариант поколения III ACPR-1000 (усовершенствованный китайский энергетический реактор, основанный на конструкции PWR). Эта конструкция имеет несколько технических усовершенствований, таких как:

• бо́льшая мощность;

• более длинный срок эксплуатации;

• повышенная устойчивость к внешним воздействиям;

• бо́льшая длина ТВС;

• увеличение площади теплообмена парогенератора;

• наличие пассивных рекомбинантов водорода.

Корпорация CNNC.

Корпорация CNNC начала разработку своей линейки реакторов CNP в 1970-ых годах во время проекта исследований и разработок ядерного реактора для использования на подводных лодках.

Результатом стал проект PWR под названием CNP-300, однопетлевой PWR с электрической мощностью 300 МВт.

Конструкция CNP-300 поколения II эволюционировала в CNP-600 поколения II, двухпетлевую PWR и электрическую мощность 650 МВт.

Позже CNNC вместе с компаниями "Westinghouse" и "Framatome" разработали вариант PWR поколения III с тремя петлями и генерирующей мощностью 1000 МВт, получивший название CNP-1000.

Позже конструкция CNP-1000 превратилась в другую конструкцию поколения III, получившую название ACP-1000 (усовершенствованный китайский энергетический реактор).

Недавно обе компании, CGN и CNNC, объединили свои усилия, чтобы объединить свои соответствующие проекты PWR: ACPR-1000 и ACP-1000, в проект под названием HPR-1000, называемый также "Hualong One".

Компания SNPTC.

SNPTC разработала китайскую версию американского проекта AP-1000, названную CAP-1400, которая является одним из 16 крупных национальных научно-технических проектов. в Китае.

CAP-1400 - это увеличенная версия AP-1000, двухконтурный реактор PWR мощностью 1500 МВт(э). Он полностью наследует философию пассивной безопасности и упрощения от проекта AP-1000.

3.5. Выводы о западных технологиях PWR

Из приведённых фактов и их описания становится ясно, что реакторы типа PWR, имея свои технические особенности, в целом подобны реакторам типа ВВЭР. Это подобие симптоматично для реакторостроения в эпоху глобализации.

Заметим, что аналогичные реакторы нероссийских и неамериканских фирм ("Mitsubishi" в Японии; "Framatome" во Франции; "Siemens" и "Kraftwerk Union" в Германии и др.) также весьма схожи, хотя имеют и некоторые свои отличия.

Анализ показывает, что незначительные вариации осреднённых значений параметров различных реализаций PWR почти не меняют основных динамических характеристик реакторов, важных с точки зрения управления.

В конце этого краткого обзора хочу заметить, что период так называемой стагнации в США продлился с 1979 года по 2012 год. В это время они много уделяли внимания вопросам безопасности, как с точки зрения анализа аварии на TMI-2 и учёту других крупных аварий, так и большому количеству экспериментов по обоснованию безопасности АЭС и даже полномасштабных экспериментов.

Две технологии PWR и ВВЭР развивались по схожим сценариям. Есть отличия в решении некоторых конструкторских узлов, в размерах и материалах этих узлов, в форме основного элемента активной зоны ТВС, в пространственном расположении ПГ, в компоновке реакторного отделения и в целом станции, но принципиально это реакторы, сделанные в свете одной технологии, которая базируется на одних и тех же принципах, в том числе принципах безопасности и международной нормативности.

В следующей части мы проведем сравнительный анализ трёх РУ поколения III+, а именно, ВВЭР-ТОИ, АР-1000 и HPR-1000 ("Дракон").

Список используемой литературы:

1. International Atomic Energy Agency. Power Reactor Information System (PRIS). Available online: https://www.iaea.org/PRIS/home.aspx

2. Kessides, I.N. The future of the nuclear industry reconsidered: Risks, uncertainties, and continued promise. Energ. Policy 2012, 48, 185-208.

3. Marques, J.G. Evolution of nuclear fission reactors: Third generation and beyond. Energ. Convers. Manage. 2010, 51, 1774-1780.

4. Rippon, S. History of the PWR and its worldwide development. Energ. Policy 1984, 12, 259-265.

5. Cummins, W.E.; Matzie, R. Design evolutions of PWRs: Shippingport to generation III+. Prog. Nucl. Energy 2018, 102, 1-29.

6. Kennard, M.W.; Harbottle, J.E. LWR Control Assembly Designs. A Historical Perspective. Control Assembly Materials for Water Reactors: Experience, Performance and Perspectives; IAEA Tecdoc: Vienna, Austria, 2002; pp. 7-32.

7. Historic American Engineering Record. Haddam Neck Nuclear Power Plant (Connecticut Yankee Nuclear Power Plant); Historic American Engineering Record: Washington, DC, USA, 1968; pp. 3-5.

8. Schneider, R.; Wirtz, P. Adaptation of a pressurized water reactor of American design to the requirements of the German standards program and licensing procedure. Nucl. Eng. Des. 1991, 127, 173-179.

9. International Atomic Energy Agency. Country Nuclear Power Profiles, France. Available online: https://cnpp.iaea.org/countryprofiles/France/France.htm

10. Grubler, A. An Assessment of the Costs of the French Nuclear PWR Program 1970-2000; International Institute for Applied Systems Analysis: Laxenburg, Austria, 2009; pp. 1-36.

11. Bonhomme, N. Systems organization for the European pressurized water reactor (EPR). Nucl. Eng. Des. 1999, 187, 71-78.

12. Teichel, H. Objectives in developing the European pressurized water reactor (EPR). Nucl. Eng. Des. 1996, 165, 271-276.

13. Peachy, C. Chinese Reactor Design Evolution. Nuclear Engineering International. Available online: http://www.neimagazine.com/features/featurechinese-reactor-design-evolution-4272370/

14. Wang, Y.; Ma, J.; Fang, Y. Generation III pressurized water reactors and China's nuclear power. J. Zhejiang Univ. Sci. A 2016, 17, 911-922.

15. Zheng, M.; Yan, J.; Jun, S.; Tian, L.; Wang, X.; Qiu, Z. The general design and technology innovations of CAP1400. Engineering 2016, 2, 97-102.

16. Thomas, S. Is it the end of the line for Light Water Reactor technology or can China and Russia save the day? Energ. Policy 2019, 125, 216-226.

Ключевые слова: История, Стратегия развития, Статьи, Мнения

---

Другие новости:

АЭС "Белене" - позиция Булатома

Болгарский атомный форум "Булатом" опубликовал свою точку зрения на целесообразность строительства в Болгарии двухблочной АЭС "Белене".

Росатом внесёт в кабмин план развития атомных технологий до 2030 года на 506 млрд рублей

Разработка и строительство линейки малых АЭС - самое дорогостоящее направление проекта.

Фоторепортаж о торжественном заседании НТС ГНЦ РФ - ФЭИ

Институту исполнилось 75 лет.

---

---

---

---

Поиск по сайту: