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

16-я Конференция Ядерного общества России
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.

16-я Конференция Ядерного общества России
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.

16-я Конференция Ядерного общества России
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

16-я Конференция Ядерного общества России
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

16-я Конференция Ядерного общества России
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

16-я Конференция Ядерного общества России
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

16-я Конференция Ядерного общества России
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

16-я Конференция Ядерного общества России
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

16-я Конференция Ядерного общества России
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

16-я Конференция Ядерного общества России
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

16-я Конференция Ядерного общества России
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

16-я Конференция Ядерного общества России
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

16-я Конференция Ядерного общества России
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

16-я Конференция Ядерного общества России
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)

16-я Конференция Ядерного общества России
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)

16-я Конференция Ядерного общества России
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)

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

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

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

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

16-я Конференция Ядерного общества России
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

16-я Конференция Ядерного общества России
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

16-я Конференция Ядерного общества России
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

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

16-я Конференция Ядерного общества России
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

16-я Конференция Ядерного общества России
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

16-я Конференция Ядерного общества России
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

16-я Конференция Ядерного общества России
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.

16-я Конференция Ядерного общества России
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

16-я Конференция Ядерного общества России
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

16-я Конференция Ядерного общества России
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).

16-я Конференция Ядерного общества России
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