Реакторные установки ВВЭР для АЭС - Новые проекты реакторных установок ВВЭР

После тяжелых аварий на АЭС «Три Майл Айленд» (США, 1979г.) и Чернобыльской АЭС (1986г.) определены задачи качественного повышения уровня безопасности АЭС в России.
Выполненные проектно-конструкторские работы и анализы безопасности АЭС с ВВЭР выявили реальную возможность повышения их безопасности и надежности, уменьшить риск аварий с разрушением активной зоны реактора и выходом расплавленной массы за пределы корпуса реактора. Для проектов АЭС с ВВЭР нового поколения принята концепция существенного повышения уровня безопасности, включающая:

1. принятие мер по значительному снижению вероятности тяжелого повреждения или расплавления активной зоны;
2. использование пассивных систем работающих без подачи внешней энергии и позволяющих длительно расхолаживать реакторную установку без вмешательства оператора для предотвращения повреждения активной зоны при авариях;
3. использование оптимального набора активно-пассивных систем расхолаживания активной зоны в случае возникновения аварии;
4. выполнение мероприятий, повышающих внутреннюю самозащищенность РУ, т. е. способности РУ самой предотвращать развитие аварий, ограничивать их последствия без участия обслуживающего персонала и потребления внешней энергии.

В основную концепцию повышенной безопасности АЭС с ВВЭР нового поколения положен принцип глубоко эшелонированной защиты, основанной на применении системы барьеров на пути распространения ионизирующих излучений и радиоактивных веществ в окружающую среду и системы технических и организационных мер по защите каждого барьера.
При разработке новых проектов АЭС с ВВЭР повышенной безопасности выполняются следующие основные требования:

1. исключить ядерную аварию, т.е. неуправляемый разгон реактора, разрушение активной зоны, а, следовательно, выброс накопившихся продуктов деления. Для этого в конструкцию реактора должны быть заложены физические принципы, приводящие к самогашению ядерной реакции в начале разгона;
2. не допустить перерыва в надежном охлаждении активной зоны в любой ситуации во избежание ее перегрева, разрушения и, как следствие, радиационной аварии;
3. оснастить энергоблоки АЭС системами диагностики, дающими представление о состоянии реакторной установки в каждый момент и при необходимости вырабатывающими советы оператору вплоть до введения в действие средств защиты;
4. резко повысить надежность оборудования, систем, устройств, приборов и т. д.;
5. на всех этапах создания реакторной установки и энергоблока в целом неукоснительно выполнять программу обеспечения качества.

При создании реакторных установок ВВЭР для АЭС нового поколения одним из важных подходов было сохранение основных принципиальных технических решений по оборудованию и системам, подтвержденных положительным опытом эксплуатации АЭС с ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 (общая продолжительность эксплуатации 55 энергоблоков на начало 1999г. составляла свыше 850 реактор/лет).
В 2002г. в России проектно-конструкторскими организациями Министерства РФ по атомной энергии (генеральные проектировщики АЭС - институты «Атомэнергопроект» г.г. Москва и С-Петербург, главный конструктор реакторной установки ОКБ «Гидропресс») и РНЦ «Курчатовский институт» (научный руководитель) разработаны новые проекты АЭС с реакторными установками ВВЭР-640 и ВВЭР-1000.

Реакторная установка ВВЭР-640 (В-407)

К середине 1990 года Генеральным проектировщиком АЭС (Санкт-Петербурским институтом «Атомэнергопроект»), Генеральным конструктором РУ (ОКБ «Гидропресс»), Научным руководителем (РНЦ «Курчатовский институт») были разработаны основополагающие документы по проекту АЭС НП-500:

1. Концепция и основные положения поиска решений.
2. Основные положения проекта.
3. Технические предложения по основному оборудованию.

Проект реакторной установки ВВЭР-500 разрабатывался в соответствии с Государственной научно-технической программой «Экологически чистая энергетика. Безопасная атомная станция. Проект АЭС нового поколения с реакторами ВВЭР-500», утвержденной в 1990г. руководством Минатомэнергопрома и ГКНТ СССР.
К концу 1990 года ОКБ «Гидропресс» было разработано техническое предложение реакторной установки ВВЭР-500/600 (В-407). В результате разработки проекта РУ В-407 была определена мощность реактора 1800 МВт (т), обеспечивающая получение энергоблоком АЭС мощности 640 МВт (э), и РУ стала именоваться РУ ВВЭР-640 (В-407).

Проектные основы

Реакторная установка ВВЭР-640 (РУ В-407) предназначена для выработки и подачи пара на турбогенераторную установку АЭС средней мощности для производства электроэнергии с частотой 50 Гц и мощностью 640 МВт. РУ В-407 предназначена для работы АЭС в базовом режиме и в режимах регулирования частоты и мощности (полупиковый режим).
Основное оборудование РУ В-407 рассчитано на все виды внешних воздействий, включая сейсмику, падение самолета, смерчи, наводнения, ветровые нагрузки, экстремальные климатические условия, что позволяет размещать АЭС с РУ В-407 практически в любых регионах мира. РУ В-407 рассчитана для применения на АЭС, расположенных в районах с высокой сейсмичностью, с максимальным расчетным землетрясением до 8 баллов по шкале MSK-64 (для районов с интенсивностью до 10 баллов по шкале MSK-64 под фундаментальной плитой реакторного отделения устанавливаются низкочастотные сейсмоизолирующие устройства, снижающие сейсмические нагрузки на оборудование в 10-30 раз).
В проекте РУ В-407 осуществлено оптимальное сочетание использования проверенных в отечественной и зарубежной практике систем и оборудования действующих АЭС с ВВЭР и PWR с применением новых решений по безопасности: пассивные системы аварийного охлаждения активной зоны, углубление свойств внутренней самозащищенности активной зоны, повышение надежности барьеров безопасности, в том числе за счет применения современных методов диагностики.
В проекте РУ В-407 предусмотрены более жесткие проектные критерии по сравнению с требованиями действующих нормативно-технических документов, обеспечивающие повышение безопасности в различных режимах работы АЭС:
— эксплуатационный предел повреждения твэлов, за счет образования микротрещин с дефектами типа газовой неплотности оболочки не должен превышать и 0,01% твэлов при прямом контакте ядерного топлива с теплоносителем;

1. предел безопасной эксплуатации по количеству увеличения дефектов твэлов, составляет 1 % твэлов с дефектами типа газовой неплотности и 0,1% твэлов, для которых имеет место прямой контакт теплоносителя и ядерного топлива;
2. максимальный проектный предел повреждения твэлов соответствует не превышению следующих предельных параметров: температура оболочек твэлов — не более 800°С, локальная глубина окисления оболочек твэлов — не более 5% от первоначальной толщины стенки.

На основании анализа запроектных аварий определен набор технических средств по управлению запроектными авариями:

1. система ввода борного раствора высокого давления;
2. система залива корпуса реактора водой снаружи для охлаждения и удержания расплава активной зоны (кориума) внутри корпуса;
3. устройство для улавливания и охлаждения расплава активной зоны в шахте реактора при выходе кориума за пределы корпуса реактора;
4. пассивные устройства дожигания водорода;
5. специальные конструктивные решения по шахте реактора и т.п.

Основное оборудование РУ В-407 разработано по эволюционному направлению повышения уровня безопасности путем максимального использования отработанных и зарекомендовавших технологий создания и эксплуатации блоков АЭС с ВВЭР. Так, реактор, приводы СУЗ, компенсатор давления, главные циркуляционные насосы, главные циркуляционные трубопроводы, гидроемкости САОЗ, перегрузочная машина аналогичны используемым в проектах ВВЭР-1000 (В-320).
В реакторе В-407 применена активная зона ВВЭР-1000, что обеспечивает значительное снижение энергонапряженности активной зоны (до величины 66 кВт/л), в результате существенно повышается безопасность реакторной установки и АЭС в целом.
Применение 121 органа регулирования (ОР СУЗ) повышает эффективность аварийной защиты реактора, что обеспечивает подкритичность активной зоны при срабатывании аварийной защиты с учетом застревания одного наиболее эффективного ОР СУЗ в условиях полного замещения раствора борной кислоты «чистым» конденсатом при температуре не ниже 100°С и при полном распаде ксенона.
В реакторе В-407 применен корпус реактора ВВЭР-1000, что обеспечивает флюенс быстрых нейтронов с энергией более 0,5 МэВ на корпус реактора за расчетный срок эксплуатации 60 лет не более 2,7 1019нейтр/см², что меньше флюенса на корпус ВВЭР-1000 за 40 лет.
Для РУ В-407 разработан традиционный для АЭС с ВВЭР парогенератор горизонтального типа, который по конструктивным решениям и материалам аналогичен парогенератору для РУ ВВЭР-440, показавшему высокие эксплуатационные качества. Для обеспечения большей надежности при увеличенном сроке службы (до 50 лет) в коллекторах первого контура из нержавеющей стали увеличены шаги между теплообменными трубами, что снижает напряженное состояние коллекторов и исключает образование трещин во время эксплуатации.
Главные циркуляционные насосы выполнены с боковым подводом теплоносителя, что обеспечило исключение гидрозатворов на главном циркуляционном контуре.
Все трубопроводы первого контура, включая ГЦТ, выполнены из аустенитной нержавеющей стали.
Характерной особенностью проекта РУ В-407 является новое решение по обеспечению невыхода расплава активной зоны за пределы корпуса реактора. При анализе запроектных аварий расчетом показано, что при предусмотренных проектом средствах охлаждения не может произойти расплавления активной зоны, однако постулирован случай, когда имеет место расплавление и на этот случай предусмотрена система залива водой корпуса реактора снаружи, система подача охлаждающей воды в бокс, что должно препятствовать выходу расплава активной зоны (кориума) за пределы корпуса. Постулирован случай — расплавляется активная зона, затем расплавляются стенки корпуса и кориум выходит за пределы корпуса реактора. На этот случай в проекте предусмотрена «ловушка» для расплава.
Безопасность РУ В-407 значительно повышена благодаря оснащению блока АЭС с ВВЭР-640 современной системой АСУ ТП, обладающей повышенной надежностью, имеющей самодиагностическую и экспертную системы, дающие советы оператору.
В проекте РУ В-407 используется концепция «течь перед разрушением» для трубопроводов первого и второго контуров, что позволяет значительно упростить устройства на всех трубопроводах — не устанавливаются опоры — ограничители и ограждения, т. к. при использовании этой концепции, в соответствии с существующими положениями отечественной и зарубежной нормативной документации, при проектировании упомянутых устройств, не учитываются мгновенные гильотинные разрывы трубопроводов. Но предположение о возможности мгновенного разрыва трубопровода (для РУ В-407 Ду 620 мм) принимается во внимание при проектировании систем безопасности, в частности, системы аварийного охлаждения активной зоны реактора.
Технические характеристики реакторной установки В-407