Текст: Сергей Панов
С момента пуска первого водо-водяного «тысячника» на площадке Нововоронежской АЭС прошло уже более 35 лет. В России и за ее пределами успешно эксплуатируются десятки подобных реакторных установок. Накопленный за эти годы опыт эксплуатации реакторов типа ВВЭР-1000 позволил существенно оптимизировать их конструктив, повысить безопасность и конкурентоспособность. В результате портфель экспортных заказов Росатома на сооружение АЭС с современными проектами ВВЭР-1000 постоянно растет, подтягивая за собой заказы на топливо и сервисное обслуживание.
Мы продолжаем серию материалов, посвященных эволюции технологии ВВЭР. На этот раз мы кратко расскажем об истории развития проектов реакторов типа ВВЭР-1000, рассмотрим их конструктивные особенности в части основного оборудования и применяемых систем безопасности.
ПИЛОТНЫЙ ПРОЕКТ
В 1969 году стартовали работы по реакторной установке ВВЭР-1000, сооружение которой было запланировано на пятом энергоблоке Нововоронежской АЭС. Технический проект первого водо-водяно- го реактора электрической мощностью 1000 МВт, который получил обозначение В-187, был рекомендован к реализации в 1971 году. Примечательно, что тогда же был введен в эксплуатацию первый ВВЭР-440 на третьем блоке Нововоронежской станции.
В проекте В-187 впервые в отечественной практике была реализована компоновка с использованием защитной герметичной оболочки из предварительно напряженного железобетона (контейнмент), рассчитанной на максимальное давление в результате наиболее тяжелой проектной аварии, возникающей при разрыве главного циркуляционного трубопровода диаметром 850 мм.
Решение материаловедческих проблем, возникших в связи с увеличением габаритов основного оборудования В-187 (корпус реактора, парогенератор, главные циркуляционные трубопроводы) по сравнению с проектами меньшей мощности, заняло несколько лет и повлекло сдвиг сроков сооружения энергоблока и его ввода в эксплуатацию на три года.
Значительное повышение мощности энергоблока с реактором ВВЭР-1000 по сравнению с предшественниками обеспечивалось не только за счет увеличения тепловой мощности непосредственно реактора, но и за счет повышения эффективности паросилового цикла, реализованного путем увеличения давления генерируемого пара. В результате давление пара в парогенераторе было увеличено с 32 атм. до 64 атм., коэффициент полезного действия турбогенератора — с 28 % до 33 %.
Важно отметить, что тепловая мощность реактора увеличивалась при соблюдении условий для обеспечения транспортирования основного оборудования по железнодорожным путям (в основном это касалось сохранения предельных габаритов корпуса реактора). При этом эффективный диаметр активной зоны практически не менялся, а тепловая мощность повышалась за счет уменьшения неравномерности тепловыделения, повышения расхода теплоносителя через зону, увеличения теплосъема с твэлов.
Последнее, в свою очередь, было достигнуто за счет уменьшения диаметра используемых твэлов с 10,2 мм до 9,1 мм по сравнению с ВВЭР-400. Кроме того, при переходе к ВВЭР-1000 были увеличены высота активной зоны и общая загрузка по урану. В результате тепловая мощность В-187 составила 3000 МВт против 760 МВт у В-1 (первый энергоблок Нововоронежской атомной станции).
Экономическая эффективность пилотного энергоблока с реактором типа ВВЭР-1000 по сравнению с предшественниками обеспечивалась не только увеличением единичной мощности, но и радикальным улучшением показателей топливо- использования: повышение энергонапряженности топлива более чем в два раза (с 20 до 45 КВт/кгЦ), увеличение глубины выгорания ядерного топлива более чем в три раза (с 12 до 43 МВт • сут/кгЦ).
ЗАПУСК В СЕРИЮ
Конструкционные решения, примененные в В-187, легли в основу так называемой «малой серии», к которой относятся проекты В-302 (Южно-Украинская АЭС-1) и В-338 (Южно-Украинская АЭС-2 и Калининская АЭС-1, 2). Основные отличия «малой серии» от головного реактора: переход к применению бесчехловых ТВС, заметное уменьшение количества приводов СУЗ (со 109 до 49 шт. на первом блоке Южно-Украинской АЭС и до 61 шт. на остальных блоках серии), замена выгородки из пластин внутри шахты реактора выгородкой из цельнокованых колец.
Изначально в техническом задании на модернизированную реакторную установку типа ВВЭР-1000 было намечено применение 49 приводов СУЗ (с учетом увеличения числа поглощающих элементов с 12 до 18 по сравнению с проектом В-187). Однако уточненные расчеты специалистов Курчатовского института показали, что для достижения оптимальной эффективности функционирования СУЗ необходимо увеличение количества приводов до 61. К этому моменту уже имелся значительный задел по изготовлению крупных узлов реактора (крышка верхнего блока, блок защитных труб, днище шахты). В результате, после получения дополнительных обоснований от специалистов Курчатовского института о возможности безопасного функционирования блока с реактором типа ВВЭР-1000 с 49 приводами СУЗ, руководством отрасли было принято решение о сооружении единственного энергоблока с реактором проекта В-302, тогда как все остальные серийные блоки имели уже по 61 приводу.
Следует также отметить, что пилотный энергоблок с реактором В-187 — единственный водо-водяной тысячник, на котором используются две
ЭВОЛЮЦИЯ ВВЭР-1000
1980 ф В-187 Пилотная РУ
Нововоронежская АЭС
1982 Ф В-302, В-338 «Малая серия» Южно-Украинская АЭС
1984 ф В-320 «Большая серия» Запорожская АЭС
В-428
Тяньваньская АЭС (Китай)
В-446
АЭС «Бушер»
В-412
АЭС «Куданкулам» (Индия) В-392М
Нововоронежская АЭС
РУ повышенной безопасности
турбины электрической мощностью по 500 МВт каждая, тогда как в дальнейшем на всех ВВЭР-1000 применялось решение с одной турбиной.
Уже в 1978 году (за два года до ввода в строй пятого энергоблока Нововоронежской АЭС с реактором В-187) были инициированы проработки реакторной установки проекта В-20, базовой для «большой серии». При этом перед разработчиками было поставлено условие сохранить основные параметры установки и обязательно учесть оптимизационные решения по ключевому оборудованию, которые были приняты при конструировании и проектировании проектов-предшественников (В-187, В-302, В-338).
Ключевые отличия В-320 от предыдущих проектов заключаются в отказе от главных запорных задвижек Ду 850, переходе на «мокрую» перегрузку внутрикорпусных устройств (в конструкции реакторной установки предусмотрен бассейн ревизии с двумя колодцами), усовершенствовании системы перегрузки топлива, а также применении модернизированного главного циркуляционного насоса (ГЦН-195М).
Остановимся подробнее на решениях об отказе от использования главных запорных задвижек Ду 850 и применении ГЦН-195М в проекте В-320.
В головном проекте и реакторах ВВЭР-1000 «малой серии» применение Ду 850 позволяло в случае необходимости отключить выборочно одну или две петли с соответствующим снижением мощности энергоблока. Решение об отказе от их использования было основано, в частности, на том, что эксплуатация энергоблоков с реакторами проекта В-320 предполагалась в достаточно мощной энергосистеме, позволяющей безболезненно отключить от сети весь блок-гигаваттник. Кроме того, исключение из проекта задвижек Ду 850 дало возможность существенно оптимизировать компоновку реакторной установки, уменьшить длину и сопротивление петли главного циркуляционного контура, увеличить сейсмостойкость и снизить количество сварных швов на главном циркуляционном трубопроводе.
Что касается ГЦН-195М, то его модернизация была основана на опыте эксплуатации ГЦН-195. В результате при разработке насоса были применены решения, позволяющие реализовать его максимальную герметичность, автономность (снижение зависимости от влияния обслуживающих систем АЭС). Путем замены горючих масел на воду в системе смазки подшипников и электродвигателя повысили пожарную безопасность. Еще одно преимущество — усовершенствованный насос сохраняет целостность и работоспособность в условиях отсутствия подачи охлаждающей воды при длительном обесточивании АЭС.
УПОР НА БЕЗОПАСНОСТЬ
Во второй половине 1980-х годов, по итогам всестороннего анализа аварий, произошедших в гражданской ядерной энергетике (на АЭС «Три-Майл-Айленд» в США и на Чернобыльской АЭС в СССР), перед коллективом разработчиков была поставлена задача разработки проекта АЭС с реактором ВВЭР-1000 нового поколения, отвечающего повышенным требованиям к безопасности. В частности, в этом проекте должны были быть сведены на нет риски аварий с разрушением активной зоны.
Новый проект, получивший обозначение В-392, в целом базировался на технических решениях и модернизированном оборудовании хорошо зарекомендовавшего себя в процессе эксплуатации проекта В-320. Что касается безопасности, то в В-392 применяется комбинация пассивных и активных систем с независимыми каналами разных принципов действия.
К новым пассивным системам безопасности проекта В-392, не применявшимся ранее на реакторных установках типа ВВЭР, относятся: система быстрого ввода бора (СБВБ), система отвода остаточных тепловыделений (СПОТ), дополнительная
система пассивного залива активной зоны (ГЕ-2).
Кроме того, в проекте В-392 применены усовершенствованные активные системы безопасности и концепция «течь перед разрывом» для трубопроводов первого контура, что дает возможность принять своевременные меры для предотвращения аварии. Эффективность аварийной защиты повышена, в частности, за счет увеличения количества органов регулирования СУЗ (121 против 61 в В-320), что позволяет в случае необходимости поддерживать реактор в подкритическом режиме при расхолаживании до 100 °С без ввода борного раствора.
В проекте В-392 предусмотрен двойной контейнмент. Внешняя оболочка выполняется из монолитного железобетона и защищает внутреннюю от внешних воздействий (ураганов, смерчей, воздушной ударной волны, падения самолета и тому подобных). Внутренняя оболочка состоит из предварительно напряженного железобетона со стальной герметизирующей облицовкой. Между внутренней и внешней оболочками осуществляется отсос воздуха с очисткой на фильтрах для создания разряженной атмосферы.
Интересный факт: в чистом виде проект В-392 так нигде и не был реализован. Однако заложенные в него решения легли в основу таких зарубежных проектов Росатома, как АЭС «Куданкулам» (В-412), АЭС «Тянь- вань» (В-428) и АЭС «Бушер» (В-446).
При разработке индийского проекта были приняты во внимание некоторые дополнительные требования индийской стороны, связанные со спецификой площадки сооружения: разработчики расширили перечень учитываемых проектных и запроектных аварий, а также учли сейсмические особенности и требования к маневренности энергоблока .
Проект В-428 для китайской АЭС «Тяньвань» имеет некоторые отличия в номенклатуре и структуре применяемых систем безопасности по сравнению с базовым проектом.
|
ТАБЛИЦА 1. ОСНОВНЫЕ ПРОЕКТНЫЕ ПАРАМЕТРЫ РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК ТИПА ВВЭР-1000
|
На первом блоке этой станции было также впервые в мире установлено такое устройство, как ловушка расплава активной зоны (кориума), которое предназначено для борьбы с возможными последствиями реализации сценария тяжелой аварии на
энергоблоке - одна из отличительных черт современных проектов ВВЭР-1000 в части пассивных систем безопасности.
Иранский проект отличается от В-392 компоновкой петель главного циркуляционного контура, что связано с требованием заказчика о необходимости сохранения строительных конструкций, ранее сооруженных на площадке германской фирмой KWU.
Из В-392 выросли и оба проекта АЭС-2006 с реактором ВВЭР-1200: В-392М для Нововоронежской АЭС-5, 6 (проектировщик АО «Атомэнерго- проект», Москва) и В-491 для Ленинградской АЭС-5, 6 (проектировщик АО «Атомпроект», Санкт-Петербург). Друг от друга эти два более современных проекта отличаются в основном структурой построения применяемых систем безопасности. В частности, в питерском варианте используется полностью четырехка- нальное построение, тогда как в московском — комбинация двухканаль- ных и четырехканальных систем безопасности. При этом степень пассивности реализуемых систем безопасности в проекте В-491 в целом ниже, чем в В-392М.
|
ТАБЛИЦА 2. КОНСТРУКТИВНЫЕ ОСОБЕННОСТИ ОБОРУДОВАНИЯ РЕАКТОРОВ ТИПА ВВЭР-1000
|
|
|
ЗНАЧЕНИЕ |
|||
|
ХАРАКТЕРИСТИКА |
В-187 |
В-302, В-338 |
В-320 |
В-392, В-412, В-428, В-446 |
|
СИСТЕМА УПРАВЛЕНИЯ И ЗАЩИТЫ |
||||
|
Общее количество патрубков, шт. |
128 |
80 (В-302) 92 (В-338) |
92 |
142 |
|
Срок службы сборки СУЗ, лет |
5 |
10 |
||
|
Количество ПЭЛ в сборке СУЗ, шт. |
12 |
|
18 |
|
|
Поглотитель |
|
в4с |
|
DY2O; ТЮ2; B4C |
|
ГЛАВНЫЙ ЦИРКУЛЯЦИОННЫЙ НАСОС |
||||
|
Тип ГЦНА |
ГЦН-195 |
ГЦН-195М |
|
ГЦНА-1391 |
|
Система подшипников |
внешняя масляная система |
смазка и охлаждение водой |
||
|
Электродвигатель |
односкоростной |
двухскоростной |
||
|
Смазка |
турбинное масло |
негорючая смазка |
КЛЮЧЕВЫЕ СИСТЕМЫ
БЕЗОПАСНОСТИ
- Система аварийного охлаждения активной зоны высокого давления (САОЗ ВД) используется для подачи высококонцентрированного раствора борной кислоты в первый контур
в случае нарушений нормальных условий эксплуатации и при аварийных ситуациях.
Система аварийного охлаждения активной зоны низкого давления (САОЗ НД) предназначена для аварийного расхолаживания и последующего отвода остаточного тепла от активной зоны в течение продолжительного времени при возникновении аварии с разуплотнением первого контура, а также для отвода остаточных тепловыде- лений во время топливных перегрузок и при проведении ремонтных работ.
- Система защиты первого контура от превышения давления включает в себя три независимых импульс- но-предохранительных устройства, установленных параллельно на трубопроводе сброса пара из компенсатора давления в бар- ботер.
- Система защиты второго контура от превышения давления включает в себя паросбросные устройства и предохранительные клапаны, срабатывающие в случае чрезмерного повышения давления в некоторых аварийных режимах и в режимах с непредусмотренным снижением нагрузки турбогенератора.
- Система аварийного газоудаления используется для снижения давления в первом контуре в случаях, когда давление в нем выше напора насоса аварийного впрыска бора.
- Система аварийной подачи питательной воды ориентирована на аварийные ситуации, связанные с обес- точиванием энергоблока
и нарушением нормальной подачи питательной воды в парогенератор.
- Система быстрого ввода бора (СБВБ) состоит из четырех каналов по числу петель первого контура и предназначена для ввода в теплоноситель первого контура концентрированного раствора бора в режиме отказа аварийной защиты реактора.
- Система отвода остаточных тепловыделений (СПОТ) вступает в действие при за- проектных авариях с полным обесточиванием АЭС
и потерей надежного электропитания от дизельных генераторов (проектная мощность системы составляет ~2 % от номинальной мощности реактора).
- Дополнительная система пассивного залива активной зоны (ГЕ-2) рассчитана на запроектную аварию с разрывом главного циркуляционного трубопровода и одновременным отказом дизельных генераторов и должна обеспечивать длительную подачу борного раствора для охлаждения активной зоны (система состоит из четырех групп,
в каждой группе две емкости по 120 м3).
|
ТАБЛИЦА 3. СИСТЕМЫ БЕЗОПАСНОСТИ ПРОЕКТОВ РЕАКТОРОВ ТИПА ВВЭР-1000
|
ОСНОВНОЕ ОБОРУДОВАНИЕ И СИСТЕМЫ НОРМАЛЬНОЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ ВВЭР-1000
• Главный циркуляционный контур включает в себя реактор и четыре циркуляционные петли. Каждая петля состоит из парогенератора, ГЦН и главного циркуляционного трубопровода, соединяющего оборудование петли с реактором. В случае головного проекта В-187 и «малой серии» (В-302, В-338) в состав главного циркуляционного контура также входят запорные задвижки Ду 850 (по две на каждой петле).
режимах. Система включает в себя сосуд высокого давления, импульсно-предо- хранительные устройства, барботер и трубопроводы с арматурой.
• Система управления и защиты (СУЗ) служит для управления реактором при его пуске, работе на мощности, плановом или аварийном останове. В составе СУЗ предусмотрены полностью независимые друг от друга многоканальные комплекты аппаратуры, выполняющие функции аварийной и предупредительной защиты.
• Система контроля, управления и диагностики служит для получения и обработки информации о распределении энерговыделений по всему объему активной зоны,распределении температуры теплоносителя над активной зоной, о температуре в трубопроводах и оборудовании первого контура и так далее.
• Система радиационной защиты предназначена для поддержания уровня излучений вблизи оборудования реакторной установки и в примыкающих к ней помещениях в пределах проектных значений, а также для принятия организационно-технических мер с целью снижения облучения персонала.
• Система контроля герметичности оболочек твэ- лов используется для оперативного выявления негерметичности твэлов по удельной активности теплоносителя как в процессе работы реактора, так и в период его останова.
• Система диагностики предназначена для осуществления контроля оборудования
в процессе работы реактора (вибрации, изменение ней- тронно-физических и технологических параметров, акустические шумы, течи), а также контроля металла после останова реактора (в том числе в части сварных соединений и на поверхности теплообменных труб парогенераторов).
• Транспортно-технологи- ческое оборудование перегрузки топлива предназначено для выполнения операций по замене ТВС, сборок поглощающих стержней СУЗ, их транспортированию на и вне территории АЭС, а также в процессе хранения свежего топлива и ОЯТ на АЭС. При этом используется следующее основное оборудование: машина перегрузочная, чехлы и пеналы, захваты, кантователь и стапель, стеллажи хранения топлива, гнездо универсальное.
Комментарии
благодарю за материал
Давно хотел спросить. Есть цикл передач Техногеника на канале Discovery Channel Россия.
В одной из передач рассказывается о реактор ВВЭР - 1200 и называют его самым мощным в мире. Это ошибка журналистов или под мощностью реактора понимается не электрическая мощность?
Спасибо.
ЭТО ошибка ВВЭР-1200 самый мощный в РФ, Союз делал РБМК-1500 мощностью 1300МВт-стояли на Ингалинкской АЭС уже закрыта.
Если хотите знать самый мощный блок в мире можете поискать в этом списке
Спасибо, так и подумал, что безграмотные журналисты. Вот вместо бы назойливой рекламы Ниссана, отдали бы сценарий на вычитку хорошему спецу в этой отрасли.
В мире полно реакторов 1300-1450 мегаватт, и строится 1700 мегаваттные EPR. Так что ни по каким критериям он не самый мощный - середнячок в этом плане.