Развитие и модернизация ВВЭР - АЭС с ВВЭР

Оглавление
АЭС с ВВЭР
Режимы электропотребления
Маневренные возможности энергоблоков - активная зона реактора
Механическая система регулирования реактора
Температурное регулирование  энергоблоков
Конструкционные элементы энергоблоков
Регулировочные возможности турбины
Сравнительная эффективность АЭС в режимах регулирования нагрузки
Развитие и модернизация ВВЭР
Конструкция активной зоны и топливоиспользование ВВЭР
Открытый и замкнутый топливные циклы ВВЭР
Повышение коэффициента воспроизводства
Спектральное регулирование
Тесные топливные решетки
Дожигание топлива
Пути повышения безопасности
Концепции топливной составляющей затрат в ВВЭР
Учет наработки вторичного топлива
Методы поиска наивыгоднейших решений
Аккумулирование тепла на АЭС
Использование слабоперегретого пара
Выбор параметров пикового контура
Регулирование нагрузки снижением мощности
Деформация полей энерговыделения при изменении  мощности
Использование мощностного и температурного эффектов реактивности
Регулировочные возможности турбин
Турбины слабоперегретого пара - регулировочные возможности
Другие пути адаптации АЭС к переменным графикам нагрузок
Оптимизация параметров газовой турбины
Наивыгоднейшие параметры газоводяного подогревателя
Потребители-регуляторы
Внепиковое электротеплоснабжение
Список литературы

ЕДИНИЧНАЯ МОЩНОСТЬ ВВЭР И ЭФФЕКТИВНОСТЬ
ИСПОЛЬЗОВАНИЯ ТОПЛИВА
4
РАЗВИТИЕ И МОДЕРНИЗАЦИЯ ВВЭР

В 1955 г. в ИАЭ имени И. В. Курчатова была подготовлена серия технических заданий на проектирование энергетических реакторов с водяным и газовым теплоносителями [88]. Рассматривались следующие варианты:
водо-водяной реактор ВЭС-1 (водяная электростанция 1) с алюминиевой конструкцией активной зоны для низких параметров пара (двухконтурная схема, насыщенный пар под давлением 0,3 МПа);
реактор ВЭС-2 с заменой алюминиевых конструкционных элементов циркониевыми для повышения параметров первого и второго контуров и выработки насыщенного пара давлением 2,9 МПа;
ЭВГ (энергетический водогазовый реактор) с использованием газового теплоносителя для перегрева пара до 400° С при давлении 2,9 МПа;
уран-графитовый энергетический реактор с газовым охлаждением;
комбинированная АЭС с водо-водяным реактором типа ВЭС-2 для производства насыщенного пара и с газографитовым реактором для перегрева этого пара.
Нейтронно-физические характеристики реактора с водяным замедлителем, позволяющие получать большие мощности при
малых размерах активной зоны и обеспечивать глубокое выжигание урана, открыли перед этим реактором широкие технические и экономические перспективы. Стоимостные оценки реактора этого типа давали обнадеживающие результаты.
Из рассмотренных вариантов для первой АЭС было отдано предпочтение реактору ВЭС-2. Основные его характеристики и их изменение в ходе проектирования представлены в табл. 2.1.

Таблица 2.1. Изменение основных характеристик реактора ВВЭР в ходе его
разработки

В соответствии с проработками активная зона реактора ВЭС-2 должна содержать 110 т естественного урана и 12—15 т урана 2%-ного обогащения. Рассматривались возможности использования топливных композиций в виде порошка металлического урана, ураномагниевой металлокерамики и спеченного диоксида урана. Предполагалось использовать топливные кассеты цилиндрической формы диаметром 100 мм, толщиной стенки 0,8—1,0 мм, в которых с шагом 34 мм размещались по семь твэлов диаметром 23,6 мм. Компенсация избыточной реактивности, управление реактором и аварийная защита осуществлялись с помощью поглощающих стержней из карбида бора, снабженных вытеснителями воды. Все стержни предполагались одинаковыми по конструкции, диаметром 100 мм в количестве 152 шт. Каналы стержней регулирования и защиты располагались между чехлами топливных кассет. Рассматривались возможности движения теплоносителя как снизу вверх, так и сверху вниз.
Вскоре было проведено уточнение технического задания на реактор ВЭС-2, который с этого времени получил название ВВЭР.
В качестве основного варианта была принята топливная композиция в виде диоксида урана. Такое решение рассматривалось как компромисс, частично удовлетворяющий физическим и техническим требованиям. Загрузка урана в активную зону сократилась до 80 т.
Предусматривалось изменение формы топливных кассет с переходом на шестигранные с толщиной стенок 1,5 мм. Топливные кассеты размещались с шагом 104 мм, и их общее число составило 835. Размеры активной зоны были изменены и составили: диаметр 3,2, высота 3,5 м. Твэлы из естественного диоксида урана имели диаметр топливной композиции 15 мм и толщину циркониевой оболочки 0,7—0,8 мм и размещались с шагом 21 мм. Твэлы из обогащенного урана имели сердечник диаметром 8 и шаг решетки 12,5 мм.
Функции компенсации реактивности и аварийной защиты были переданы подвижным кассетам с обогащенным ураном, занимающим часть ячеек активной зоны, в верхней части которых предусматривалось размещение поглотителей.
Давление теплоносителя первого контура было увеличено до 10 МПа, подогрев с 10 до 20° С при соответствующем уменьшении расхода теплоносителя.
Дальнейшие проработки показали целесообразность снижения диаметра твэлов с естественным ураном до 11,6 мм. В результате загрузка урана в активную зону была уменьшена до 41 т, размеры активной зоны также сократились. При этом развитие площади поверхности теплосъема позволило увеличить тепловую мощность реактора до 730 МВт. Проект был сориентирован на глубину выгорания топлива 6МВт -сут/кг с достижением в последующем 10 МВт -сут/кг [88 ].
В дальнейшем твэлы претерпели уменьшение диаметра: необогащенные из диоксида урана элементы — наружный диаметр 11,3 мм, шаг решетки в кассете 14,3 мм; обогащенные элементы — наружный диаметр 8 мм, шаг решетки в кассете 12,1 мм. Была окончательно установлена проектная тепловая мощность реактора, равная 760 МВт.
Последующие проработки показали целесообразность повышения обогащения топлива в твэлах с естественным ураном и снижения обогащения в обогащенных твэлах, что повышало однородность активной зоны. В это время окончательно был выбран размер твэла: наружный диаметр 10,2, диаметр сердечника 8,8 мм.
Первый блок НВАЭС (ВВЭР-210), введенный в эксплуатацию в 1964 г., подтвердил правильность основных научно-технических и проектно-конструкторских решений и тем самым выполнил
свою основную задачу. Создание последующих реакторных установок сопровождалось постоянным улучшением их конструкционных и технико-экономических показателей, что обеспечивало в значительной мере создание новых, более мощных и совершенных энергоблоков.

Таблица 2.2. Развитие реакторов типа ВВЭР
Развитие реакторов типа ВВЭР

Увеличение единичной мощности блоков в ходе совершенствования реакторов обеспечивалось, в первую очередь, повышением энергонапряженности активной зоны (табл. 2.2) благодаря существенному снижению неравномерности энерговыделения по объему активной зоны и твэлам. Кроме того, повышению тепловой мощности способствовали увеличение расхода теплоносителя через активную зону, увеличение площади греющей поверхности твэлов, уменьшение различия между рабочими и предельно допустимыми значениями параметров [88].
Подтверждение проектных показателей реактора ВВЭР-210 и опыт его эксплуатации позволили в корпусе того же размера создать реактор ВВЭР-365 (для второго блока НВАЭС), послуживший основной ступенью в создании реактора ВВЭР-440. При переходе от ВВЭР-210 к ВВЭР-440 удалось уменьшить объемную неравномерность энерговыделения с 4,8 до 2,4, а неравномерность мощности отдельных твэлов — с 2,75 до 1,65, а также значительно повысить подогрев теплоносителя, доведя его до 33° С при незначительном увеличении расхода теплоносителя. Энергонапряженность активной зоны при этом возросла с 46,5 кВт/л для ВВЭР-210 до 84 кВт/л для ВВЭР-440. В реакторе ВВЭР-365 и в последующих реакторах диаметр твэла уменьшен до 9,1 мм, число твэлов в топливных кассетах выросло с 90 до 126, что позволило увеличить площадь поверхности теплосъема. Повышение давления в реакторе ВВЭР-440 до 12,5 МПа позволило поднять температуру теплоносителя первого контура и давление насыщенного пара перед турбиной с 2,9 до 4,4 МПа, увеличив тем самым и КПД (брутто) с 27,6 до 32%.
Столь значительное возрастание энергонапряженности активной зоны обеспечено в основном снижением неравномерности энерговыделения, которое было достигнуто в значительной степени введением системы борного регулирования. Эта система компенсирует медленно проявляющиеся эффекты реактивности и прежде всего запас реактивности на выгорание топлива, а функции управления и аварийной защиты остаются за системой механических органов регулирования. Такое разделение функций систем регулирования позволяет иметь минимальные неравномерности энерговыделения в активной зоне.
Значительное увеличение единичной мощности очередного поколения ВВЭР было осуществлено в начале 80-х годов за счет наращивания площади греющей поверхности активной зоны, повышения средней энергонапряженности топлива и увеличения расхода теплоносителя. Расширение объема активной зоны достигалось в основном увеличением ее высоты, так как в условиях сохранявшегося требования транспортабельности корпуса реактора по железным дорогам СССР ограничивались его поперечные размеры.
В результате проработок оказалось возможным увеличить объем активной зоны примерно в 1,5 раза по сравнению с ВВЭР-440, в то время как тепловую мощность реакторной установки ВВЭР-1000 предполагалось увеличить более чем в 2 раза (см. табл. 2.2). Это привело к необходимости обеспечить повышение средней энергонапряженности активной зоны примерно на 40%.
Основные характеристики первой реакторной установки ВВЭР-1000 (V блок НВАЭС) приведены в табл. 2.2. По сравнению с реактором ВВЭР-440 коэффициенты неравномерности энерговыделения по объему активной зоны и по твэлам уменьшены с 2,4 до 1,65 и 2,0 и 1,46 соответственно, давление теплоносителя возросло с 12,5 до 16,0 МПа, средняя скорость теплоносителя в активной зоне реактора увеличена с 3,6 до 5,7 м/с.
В ходе развития реакторов совершенствовалось и использование топлива. Основным направлением такого совершенствования является снижение расхода урана на единицу вырабатываемой энергии. Это достигалось увеличением глубины выгорания топлива при соответствующем увеличении его обогащения, усовершенствованием перегрузок топлива, применением выгорающих поглотителей и др. Так, для реактора ВВЭР-210 глубина выгорания увеличена до 13МВт сут/кг (с 6МВт сут/кг, предполагавшихся первоначально); средняя глубина выгорания для ВВЭР-440 составляла 28,6 МВтсут/кг. В реакторе ВВЭР-1000 предполагалось использовать трехгодичный топливный цикл и повысить среднюю глубину выгорания топлива до 40 МВт -сут/кг. Столь значительное увеличение глубины выгорания топлива требует обоснования работоспособности твэлов. До полного завершения соответствующих испытаний топливо использовалось в двухгодичном топливном цикле, глубина выгорания при котором не превышала 30 МВт *сут/кг. Следует также отметить, что при увеличении глубины выгорания сокращается требуемый объем хранилищ отработавшего топлива.
К моменту пуска реактора ВВЭР-1000 на петлях исследовательского реактора Μ Р две сборки твэлов достигли глубин выгорания более 40 МВт сут/кг при хорошем состоянии их оболочек. К настоящему времени накоплен значительный материал о работоспособности твэлов реакторов ВВЭР и их зарубежных аналогов при больших глубинах выгорания топлива. Так, в табл. 2.3 представлены некоторые экспериментальные данные США [30].
В конструкцию реактора для последующих блоков с ВВЭР-1000 внесены существенные изменения [83].  Осуществлен переход на бесчехловую конструкцию топливных кассет, что позволяет улучшить аварийное охлаждение реактора и разместить в активной зоне 163 топливные кассеты вместо 151 при сохранении внутреннего диаметра корпуса реактора и шага
размещения твэлов в топливных кассетах. В результате площадь греющей поверхности активной зоны возросла примерно на 6%, что создало дополнительную возможность некоторого повышения тепловой мощности реактора. Число поглощающих элементов в пучке увеличено с 12 до 18, а число органов регулирования уменьшено до 61 (табл. 2.4, рис. 2.1).

Таблица 2.3 Эксперименты по увеличению глубины выгорания ядерного топлива на АЭС с реакторами типа PWR в США (по данным (30))


АЭС

Число TBC

Средняя глубина выгорания, МВтсут/т

достигнутая *

планируемая

«Окони-1»

4

40000

_

 

1

40 300

50000 в 1983 г.

«Форт Калхун»

20

33400

 

1

46 500

52000 в 1982 г.

«Калверт-Клиффе»

1

43 000

 

(8) .

53 500

55 000 в 1982 г.

«Монтиселло»

5

36100

——

 

2

39400

41000 в 1982 г.

 

2

42900

45000 в 1982 г.

«Пич-Боттом-2»

2

35000

 

2

35000

42000 в 1983 т.

«Робинсон»

3

40 300

* По данным на 1 марта 1982 г.

Для первых двух блоков Южно-Украинской и Калининской АЭС компоновка и основное оборудование реакторной установки сохранены аналогичными компоновке и оборудованию V блока НВАЭС. Дальнейшая модернизация реакторных установок проводилась по пути упрощения компоновки основного оборудования, в частности отказа от ГЗЗ, устанавливаемых на циркуляционных петлях, и др.
Конструкционные и нейтронно-физические особенности реакторов ВВЭР позволяют увеличивать их единичную мощность как путем частичного использования имеющегося оборудования (ГЦН и трубопроводов ГЦК, ПГ, приводов органов регулирования и др.), увеличивая число петель реакторной установки, так и созданием нового более производительного оборудования. Повышение единичной мощности реактора путем увеличения размеров активной зоны при слабом изменении параметров может быть экономически нецелесообразным, поскольку такое решение влечет за собой увеличение объема защитной оболочки реакторного помещения, увеличение объема пассивных и повышение производительности активных систем обеспечения безопасности, увеличение металлоемкости и др.

Таблица 2.4. Сравнительные характеристики реакторных установок ВВЭР-1000


Характеристика

V блок НВАЭС

Первый этап модернизации (малая серия)

Второй этап модернизации (большая серия)

Тепловая мощность, МВт

3000

3000-3200

3000-3200

Давление теплоносителя, МПа

15,7

15,7

15,7

Средняя температура теплоносителя, °С

306

306

306

Расход теплоносителя через реактор, м3/ч

80000

80000

80000

Наружный диаметр корпуса

4535

4535

4535

реактора, мм

 

 

 

Высота реактора в сборе, мм

22 592

18770

19137

Эквивалентный диаметр активной зоны, см

312

316

316

Высота активной зоны в рабочем состоянии, см

356

356
*

356

Удельная мощность активной зоны, кВт/л

111

107-115

107-115

Число топливных кассет

151

163

163

Форма и тип топливной кассеты

Шестигранник с чехлом

Шестигранник без чехла

Шестигранник без чехла

Размер кассеты «под ключ», мм

238

234

234

Загрузка топлива в активную зону, т

75,5

80

80

Наружный диаметр /шаг расположения твэлов, мм

9,1/12,75

9,1/12,75

9,1/12,75

Средний тепловой поток,

176

166-177

166-177
А

Вт/см

 

 

\

Длительность кампании

2/3

3

3

топлива, год

 

 

 

Число перегрузок за кампанию

2/3

3

3/6-

Обогащение свежего топлива в стационарном режиме перегрузки, %

3,3/4,4

3,3/4,4

3,3/4,4

Средняя глубина выгорания топлива, М Вт -сут/кг

27/40

27/40

27/40

Число органов регулирования

109

61

61

Число поглощающих элементов в органе регулирования

12

18

18

Число ГЦН

4

4

4

Наличие запорных задвижек

Есть

Есть

Нет

на петлях ГЦК

 

 

 

Число турбин

2

1

1

Марка турбины

К-500-60/1500

К-1000-60/1500

К-1000-60/1500; К-1000-60/3000

Свободный объем герметичных помещений, м3

70 000

70000

55000

Учет в проекте специальных условий

 

Сейсмостойкость 5—6 баллов по шкале MSK-1964

разрез реактора ВВЭР-1000
Рис. 2.1. Продольный разрез реактора ВВЭР-1000 (стрелками обозначено направление движения теплоносителя):
1 — верхний блок; 2 — привод СУЗ; 3 — крышка; 4 — блок защитных труб;  5  — узел уплотнения главного разъема; 6 —    шахта; 7 — разделитель потока; 8 — выгородка; 9 — сварной корпус; 10 — кассета

При этом увеличение размеров активной зоны сверх размеров у реактора ВВЭР-1000 позволяет улучшить использование топлива лишь на 2—3% за счет уменьшения утечки нейтронов.
Экономическая целесообразность дальнейшего повышения единичных мощностей реактеров становится несомненной лишь при улучшении удельных характеристик реакторных установок и энергоблоков в целом. В этом смысле повышение энергонапряженности активной зоны и улучшение использования топлива являются основными путями повышения техникоэкономических показателей АЭС.
Перспективы повышения экономичности ВВЭР при дальнейшем повышении энергонапряженности активной зоны могут быть связаны с переходом на закритическое давление теплоносителя и преодолением тем самым явлений кризиса теплообмена. Развитие греющей поверхности путем уменьшения диаметра твэлов и увеличения расхода теплоносителя также являются факторами, способствующими дальнейшему повышению удельных нагрузок активной зоны. При этом снижение диаметра твэла приводит к уменьшению рабочей температуры топлива, что приобретает важное значение в аварийных ситуациях [91].
Значительное внимание уделяется за рубежом совершенствованию АЭС с реакторами типа PWR. Характеристики некоторых современных реакторов типа PWR, разработанных ведущими фирмами капиталистических стран, представлены в тaбл. 2.5. В последние годы даже в Великобритании, традиционно ориентировавшейся на газографитовые реакторы (AGR), существенное внимание уделяется развитию реакторов типа PWR.



 
« Атомные электрические станции и их оборудование   Бетон в защите ядерных установок »
электрические сети