Реакторная установка ВВЭР-2000
Опыт разработки проектов реакторных установок ВВЭР в СССР и PWR за рубежом единичной мощностью 1000 МВт (эд.) и более давал основание для разработки проекта реакторной установки ВВЭР для АЭС единичной электрической мощности до 2000 МВт.
Работа в ОКБ «Гидропресс» по реакторной установке ВВЭР-2000 началась в 1975 году на стадии «Техническое предложение».
При разработке была ориентация на производственные возможности строящегося завода «Атоммаш», который проектировался с учетом изготовления оборудования для РУ ВВЭР большой мощности.
Были разработаны два варианта реакторной установки: первый вариант — все корпусное оборудование и трубопроводы I контура, включая сварные швы, выполняются многослойными, что практически исключило мгновенный разрыв и упрощало решение вопроса обеспечения безопасности;
второй вариант — традиционные конструкции в монолитном исполнении.
В состав главного циркуляционного контура входят реактор ВВЭР-2000 и четыре циркуляционные петли, каждая из которых состоит из парогенератора ПГВ-2000, главного циркуляционного насоса и главных циркуляционных трубопроводов Ду 1200, соединяющих оборудование петли с реакторами.
По техническому заданию предусматривалось получение следующих технических характеристик реакторной установки ВВЭР-2000.
Мощность тепловая номинальная, МВт | 6250 |
Давление в I контуре, МПа: номинальное расчетное | 15,7 |
Температуре теплоносителя, °C: на входе в реактор на выходе из реактора | 290 |
Расход теплоносителя по I контуру, м3/ч | 180000 |
Давление генерируемого пара, кг/см“ | 64 |
Весогабаритные характеристики основного оборудования РУ ВВЭР-2000, полученные в результате разработки, значительно отличались от соответствующих аналогов РУ ВВЭР-1000. Так, корпус реактора должен быть с внутренним диаметром 6400 мм и высотой 14200 мм.
Несмотря на то, что результаты разработки проекта РУ ВВЭР-2000 и АЭС с этой установкой, выполненных ОКБ «Гидропресс», ВГПИ «Теплоэлектропроект», «Атоммаш», «Ижорский завод», позволили сделать вывод о принципиальной возможности создания РУ В-2000 как в многослойном, так и монолитном исполнении, а технико-экономическое обоснование строительства АЭС с энергоблоками показало значительную экономию капитальных затрат, расходов на эксплуатацию, сложность разработки всего нового оборудования требовала длительного времени на разработку и промышленное освоение, значительно удлиняла сроки создания АЭС.
По этой причине в 1981 году было принято «Техническое решение о дальнейшем совершенствовании реакторных установок ВВЭР», по которому разработку проекта новой реакторной установки проводить на мощность энергоблока 1500 МВт с максимальным использованием имеющегося оборудования РУ ВВЭР-1000.
В «Техническом решении о дальнейшем совершенствовании АЭС с реакторами типа ВВЭР», утвержденном в августе 1982 г. Е. П. Славским, П. С. Непорожным, А. П. Александровым, было записано, что наиболее эффективным является продолжение до 1990 года строительства без изменении АЭС с реакторами ВВЭР-1000 и разработка до 1987-1988 г.г. новой установки мощностью до №эл=1500 МВт, что имеется возможность учесть имеющиеся в настоящее время предложения по повышению надежности, безопасности и экономичности, и использовать в полной мере производственные мощности на «Атоммаше». При разработке новой установки повышенной мощности имеется возможность использовать часть основного оборудования установки ВВЭР-1000 (ГЦН, ГЦТ, приводы СУЗ), что является важным условием для серийного изготовления оборудования, сокращения сроков разработки и освоения в промышленности. В «Техническом решении...» указаны основные характеристики реакторной установки, которые были реализованы в «Техническом задании на разработку РУ ВВЭР-1500».
Реакторная установка ВВЭР-1500 (1800)
Техническое задание на разработку реакторной установки ВВЭР- 1500 Νο352-Τ3-002 было утверждено руководством Минсредмаша и Минэнерго в январе 1983 г.
МВТС решением от 27.06.83 г. одобрил предусмотренную техническим заданием, разработку ЯППУ ВВЭР-1500.
По техзаданию намечалось получение следующих основных характеристик реакторной установки:
Мощность тепловая, МВт | 4700 |
Количество петель | 3 |
Количество ГЦН на каждой петле | 2 |
Давление в первом контуре, МПа: номинальное | 15,7 |
расчетное | 17,6 |
Давление пара, МПа | 7,1 |
Температура в реакторе, °C: на входе | 300 |
на выходе | 330 |
Расход теплоносителя, м/ч | 130000 |
Глубина выгорания топлива, МВтсут/кг урана | 33-40 |
Эскизный проект реакторной установки ВВЭР-1500, разработанный ОКБ «Гидропресс», был рассмотрен в Минсредмаше 28 февраля 1985 г. и утвержден для разработки технического проекта.
Результаты разработки эскизного проекта подтвердили возможность создания реакторной установки тепловой мощности 5250 МВт. Рекомендовано последующую разработку РУ проводить исходя из тепловой мощности реактора 5250 МВт с шестью вертикальными парогенераторами. Разработку проекта энергоблока вести на мощность 1800 МВт (эл.) с давлением насыщенного пара на выходе из ПГ 75 кг/см2.
В ноябре 1985 г. руководителями Минсредмаша Е. П. Славским и Минэнергомаша В. М. Величко было утверждено «Решение об организации разработки проекта реакторной установки ВВЭР-1800 и производства оборудования этой установки», по которому ПО «Атоммаш» определен Головным заводом по производству оборудования для РУ ВВЭР-1800. Разработка рабочей документации и экспериментальные работы для обоснования проекта предложено выполнить совместно ОКБ «Гидропресс» и ПО «Атоммаш».
20 марта 1986 года на секции №1 НТС Минсредмаша были рассмотрены проектные материалы по реакторной установке ВВЭР-1800 в составе:
- эскизный проект РУ ВВЭР-1500 и его доработка в связи с переходом на мощность 5250 МВт (ВВЭР-1800);
- техническое предложение четырехпетлевой установки мощностью 5250 МВт (ВВЭР-1800), разработанное на базе материалов доработанного эскизного проекта ВВЭР-1500.
Анализ теплотехнической надежности, выполненный в проекте, указывал на возможность работы реактора на мощности 5800 МВт (тепл.) в течение 80% времени кампании в режиме стационарной загрузки активной зоны с увеличенным подогревом теплоносителя при сохранении температуры воды на выходе из реактора 330 °C, исходя из существующих в настоящее время предельных условий работы оболочек ТВЭЛ.
Несмотря на большой объем работ по проекту РУ и АЭС с ВВЭР-1500 (1800), выполненный к концу 1987 года ОКБ «Гидропресс» и ВГНИПИИ АТЭП с участием смежников, и ожидаемые благоприятные результаты создания проекта, работы с начала 1988 года были остановлены из-за отсутствия финансирования и сосредоточения материальных и технических ресурсов на мероприятия по повышению надежности и безопасности действующих АЭС с ВВЭР и разработку проектов для АЭС нового поколения.
Реакторная установка ВВЭР-1100 (В-410)
В середине 1990 года руководством Минатомэнергопрома и ГКНТ была утверждена государственная научно-техническая программа «Экологически чистая энергетика. Безопасная атомная станция. Проект АЭС нового поколения с реактором ВВЭР-1000».
Цель проекта — создание атомной станции нового поколения с безопасными энергоблоками большой мощности в качестве базового объекта отечественной атомной энергетики в первой половине 21 века.
Реакторная установка создастся с применением ВВЭР, наиболее распространенного в мировой практике.
Основные характеристики энергоблока АЭС «НП-1000»
Мощность электрическая, МВт | 1100 |
Давление первою контура, МПа | 15,7 |
Средняя температура первого контура, °C | 312 |
Давление второго контура, МПа | 7-7,5 |
Кампания топлива, год | 3 |
Интервал между перегрузками, год | 1 |
Ожидаемые результаты:
- соответствие мировому уровню развития атомной энергетики;
- учет передовых достижений мировой научно-технической мысли по повышению внутренней безопасности РУ и применению преимущественно пассивных средств аварийной защиты и аварийного теплоотвода;
- примененные технические решения и характеристики оборудования обеспечивают такую вероятность запроектных аварий, связанных с тяжелыми последствиями или расплавлением активной зоны, которая практически исключает возможность их возникновения в течение проектного срока службы АЭС.
Предполагаемые улучшения экономических показателей АЭС с ВВЭР-1000 (В-320):
- сокращение металлоемкости трубопроводов на 30%;
- снижение расхода строительного металла на 20-30%;
- снижение расхода бетона на 10-20%;
- сокращение площади промплощадки на 20-25%;
- сокращение удельной численности персонала в 2-3 раза.
Срок службы станции — 50-60 лет. ОКБ «Гидропресс» в 1991 году начата разработка проекта РУ В-410 на стадии «Технического предложения».
В реакторной установке В-410 обеспечение безопасности и повышение технико-экономических показателей предполагалось осуществить за счет следующих основных решений:
- повышение тепловой мощности до 3300 МВт и некоторых основных параметров реакторной установки для повышения экономической эффективности энергоблока;
- совершенствование активной зоны и улучшение характеристик внутренней самозащищенности за счет увеличения длины ТВЭЛ и выравнивания поля энерговыделения по объему активной зоны, использования выгорающего поглотителя, включаемого непосредственно в топливо;
- уменьшение поглощения нейтронов конструкционными материалами;
- изменение стратегии перегрузки топлива (применение активной зоны с «малой утечкой нейтронов»), дающей возможность получить экономический эффект на 5-7% от увеличения выгорания или повышения продолжительности кампании и уменьшить флюенс нейтронов на корпус реактора;
- улучшение маневренности характеристик топлива;
- повышение эффективности аварийной защиты для обеспечения снижения мощности и расхолаживания до 100°С без ввода борного раствора в теплоноситель;
- повышение ресурса работы основного оборудования до 50- 60 лет;
- применение в проекте концепции «Течь перед разрывом»;
- совмещение активных систем аварийного охлаждения с системами нормальной эксплуатации, при этом требования к быстродействию систем, вытекающие из необходимости обеспечения охлаждения при авариях, будут снижены в связи с повышением роли пассивных систем при обеспечении безопасности.
В результате разработки проекта определены основные параметры реакторной установки В-410, их сравнение с параметрами реакторной установки В-320 представлены ниже:
Наименование характеристики | РУ В-410 | РУ В-320 |
Номинальная тепловая мощность, МВт | 2900-3300 | 3000 |
Мощность энергоблока, МВт (эл.) | 1100 | 1000 |
Давление в первом контуре, МПа | 15,7 | 15,7 |
Температура теплоносителя: на входе в реактор, °C па выходе из реактора, °C | 297 | 290 |
Расход теплоносителя через петлю, м3/ч | 26200 | 21200 |
Количество кассет в активной зоне, шт. | 211 | 163 |
Количество твэл в кассете, шт. | 311 | 311 |
Средняя удельная энергонапряженность активной зоны, кВт/л | 76,6 | 108,1 |
Количество петель / ГЦН, шт. | 4 | 4 |
Корпус реактора: высота х диаметр, м | 12,1x4,7 | 10,3x4,1 |
Тип парогенератора | Вертикальный | Горизонтальный |
Параметры пара: давление, МПа температура, °C | 7,35 | 6,27 |
Работа по РУ В-410 была прекращена, т. к. ощутимых преимуществ по технико-экономическим показателям энергоблока АЭС с ВВЭР-1100 по сравнению с использованием ВВЭР-1000 нет.
Все усилия разработчиков РУ и АЭС были направлены на проекты АЭС нового поколения с РУ ВВЭР-640 и ВВЭР-1000 (В-392).