Внедрение атомных станций средней мощности в региональные энергосистемы позволит уменьшить затраты регионов на закупки природного газа и топливного мазута, повысить полную системную надежность энергоснабжения, ограничить рост тарифов на электрическую и тепловую энергию, отпускаемую населению и промышленным предприятиям, улучшить экологическую обстановку в районе размещения. Главный эффект использования современных атомных энергоисточников – это крупномасштабная экономия природного газа в сфере теплофикации и теплоснабжения крупных городов. Ключевым условием внедрения атомных станций в региональную энергетику является обеспечение экономических преимуществ по сравнению с традиционными углеводородными источниками энергии. Это обуславливает необходимость применения новых, инновационных для традиционной атомной энергетики решений, направленных на более короткие сроки сооружения и ввода в действие, снижение затрат на строительство и эксплуатацию блоков с выполнением требований по надежности и безопасности, предъявляемых к перспективным атомным энергоисточникам.
Инновационный характер реакторной установки ВБЭР-300, разрабатываемой ОАО «Опытное конструкторское бюро машиностроения им. И.И. Африкантова (ОАО «ОКБМ Африкантов») заключается в применении атомной паропроизводящей установки (ППУ) судового типа с водой под давлением.
Специфические требования использования ядерной энергии на атомных ледоколах сформировали особый облик реакторной установки, характерными чертами которой стали предельная компактность, необходимая для размещения установки в малом объеме реакторного отсека, герметичный контур первичного теплоносителя, повышенная надежность, высокая автоматизация и минимальная потребность в обслуживании при эксплуатации. В связи с этим применение ядерных реакторов и энергоустановок судового типа для энергоблоков малой и средней мощности представляется логичным, экономически оправданным и технологически подготовленным.
ВБЭР-300 относится к наиболее освоенному в мировой практике классу корпусного водо-водяного реактора. За основу проекта принята компактная блочная конструкция ППУ, применяемая на атомных ледоколах. Учитывая опыт эксплуатации и существующую производственно-технологическую базу, для ВБЭР-300 не требуются масштабные научно-исследовательские работы, что является одним из факторов снижения временных и финансовых затрат на реализацию проекта.
Проектная концепция ВБЭР-300 основана на сочетании технологий и опыта создания и эксплуатации судовых ядерно-энергетических установок с решениями по активной зоне и топливному циклу АЭС с реакторами ВВЭР.
Технические решения
Тепловая мощность ВБЭР-300 – 917 МВт. Реактор обеспечивает электрическую мощность энергоблока в конденсационном режиме до 325 МВт(э), в теплофикационном – около 215 МВт(э) c отпуском тепла в виде горячей воды до 460 Гкал/ч. Проектный срок службы – до 60 лет.
Более высокая по сравнению с судовыми прототипами тепловая мощность ВБЭР достигается за счет соответствующего масштабирования компонентов при сохранении облика транспортного реактора и базовых конструкторских решений.
Рис. 1 Реакторный блок ВБЭР-300: 1 – реактор; 2 – активная зона; 3 – парогенератор; 4 – привод СУЗ; 5 – ГЦН
Блочное исполнение ВБЭР-300 (рис. 1) отличается от реакторных установок действующих АЭС отсутствием трубопроводов большого диаметра главного циркуляционного контура и, соответственно, аварий класса больших и средних течей. При этом все корпуса основного оборудования установки – реактора, парогенераторов, главных циркуляционных насосов – свариваются между собой, образуя единый интегрированный корпус реакторного блока. Циркуляция теплоносителя первого контура по соединительным патрубкам основного тракта осуществляется по схеме «труба в трубе». За счет этого реакторный блок обладает повышенной прочностью и работоспособностью в условиях совместного воздействия эксплуатационных и сейсмических нагрузок.
Блочное решение также обеспечивает минимальные массогабаритные характеристики реакторного блока по сравнению с установками петлевого типа и позволяет сократить удельные строительные объемы реакторного отделения, материалоемкость и, соответственно, минимизировать удельные капитальные вложения, продолжительность и стоимость монтажных работ.
В ВБЭР-300 используются бескожуховые ТВС каркасной конструкции – аналоги ТВС, разработанных в ОАО «ОКБМ Африкантов» для реакторов ВВЭР-1000, в которых сконцентрированы все инновационные решения по повышению надежности активной зоны и эффективности использования топлива. В настоящее время такие топливные сборки успешно эксплуатируются на 17 энергоблоках России, Украины и Болгарии. Для ВБЭР-300 предусматриваются топливные циклы частичных перегрузок с интервалом работы 1 год и 2 года при использовании традиционного для реакторов ВВЭР диоксидноуранового топлива. Использование ТВС с обогащением по 235U не более 20% соответствует требованиям МАГАТЭ по нераспространению.
Контур первичного теплоносителя ВБЭР-300 выполнен в герметичном, традиционном для судовых реакторов исполнении – с применением сварных соединений, герметичных бессальниковых насосов и герметичной сильфонной арматуры. При этом используется замкнутая система очистки теплоносителя первого контура с исключением водообмена для изменения концентрации бора. Данное решение позволяет практически исключить выход радиоактивной среды за пределы реакторной установки.
В реакторной установке применяется компактный и эффективный прямоточный модульный змеевиковый парогенератор, конструкция которого обеспечивает повышенную надежность (материал – титановый сплав) и высокий уровень ремонтопригодности. Оцененные дозозатраты на обслуживание и ремонт парогенератора в три-пять раз ниже, чем для парогенераторов ВВЭР-1000.
Для обеспечения циркуляции в реакторном блоке и системе очистки первого контура применены бессальниковые насосы с герметичным электродвигателем на основе серийно изготавливаемых насосов судовых ядерных ППУ. Для обеспечения их работы не требуется ряд вспомогательных систем, присущих негерметичным насосам, а отсутствие протечек позволяет сократить объемы перерабатываемых радиоактивных сред.
Обеспечение безопасности
В реакторной установке ВБЭР-300 предусмотрены все основные системы безопасности: аварийной остановки реактора, аварийного отвода тепла, аварийного охлаждения активной зоны, локализации аварий. Инновационным решением для обеспечения безопасности является использование высоконадежных систем судовых реакторов и современных АЭС, в том числе пассивного принципа действия (рис. 2).
Рис.2 Схема реакторной установки ВБЭР-300: 1 – реактор; 2 – парогенератор; 3 – система очистки и расхолаживания; 4 – пассивная система аварийного расхолаживания; 5 – гидроаккумуляторы системы аварийного охлаждения активной зоны; 6 – защитная оболочка; 7 – турбогенераторная установка; 8 – теплообменник сетевой воды
Для обеспечения аварийной остановки используются электромеханическая система управления и защиты (СУЗ), рабочие органы которой вводятся в активную зону электродвигателями по сигналам аварийной защиты, под действием собственного веса при обесточивании станции или от специальных устройств пассивного принципа действия, а также система ввода жидкого поглотителя с насосами подпитки и емкостями. В составе СУЗ действует усовершенствованный электромеханический привод, исключающий самопроизвольное перемещение рабочих органов вверх из активной зоны при внешних воздействиях (землетрясении, падении самолета и т.д.).
Система аварийного отвода тепла включает пассивные каналы с баками запаса воды, рассчитанными на теплоотвод в течение 72 ч, и активные каналы с использованием теплообменника системы очистки первого контура и конденсатора турбоустановки. Прототипом пассивной системы являются устройства безбатарейного расхолаживания судовых ППУ, эффективность которых подтверждена как в стендовых условиях, так и при эксплуатации.
В состав системы аварийного охлаждения активной зоны входят гидроаккумуляторы первой и второй ступеней с различными характеристиками по расходу воды, обеспечивающие аварийное охлаждение в течение 24 ч на основе пассивных принципов без подачи энергии извне, а также насосы подпитки и система рециркуляции.
Рис. 3 Защитная оболочка: 1 – внешняя железобетонная оболочка; 2 – внутренняя металлическая оболочка
Реакторная установка размещается в двойной герметичной защитной оболочке (рис. 3). Внутренняя металлическая оболочка диаметром 30 м обеспечивает герметичность внутреннего объема при всех режимах работы АЭС и проектируется на аварийное давление 0,5 МПа. Наружная оболочка – из монолитного железобетона, без системы предварительного натяжения арматуры – состоит из цилиндрической части и полусферического купола с толщиной 1,5 м. Ее строительные конструкции рассчитаны на внешние аварийные воздействия, в том числе падение самолета массой 20 т и воздушную ударную волну.
В соответствии с российскими требованиями не допускается размещать АЭС на площадках, сейсмичность которых характеризуется интенсивностью максимального расчетного землетрясения (МРЗ) более 9 баллов, площадки с МРЗ более 7 баллов по шкале MSK-64 являются неблагоприятными.
Проектирование реакторной установки ВБЭР-300 и систем безопасности (включая аккумуляторные батареи и дизель-генераторы аварийного энергоснабжения) выполняется из условия сохранения работоспособности при проектном землетрясении 7 баллов по шкале MSK-64. При максимальном расчетном землетрясении, 8 баллов по шкале MSK-64, должна сохраняться работоспособность систем, которые обеспечивают безопасный вывод реакторной установки из действия. Результаты расчетов показали, что реакторный блок ВБЭР-300 по сейсмостойкости обладает более чем двукратным запасом прочности (максимальные напряжения в наиболее нагруженном узле корпуса при сейсмике не превышают 150 МПа при величине допускаемых напряжений 370 МПа).
Расчет аварии падения самолета массой 20 т на атомную станцию показал, что перегрузка, действующая на узлы крепления РБ, меньше, чем при сейсмическом воздействии.
Детерминистский анализ запроектных аварийных ситуаций полного обесточивания с отказом управляющих систем, одного-двух каналов системы аварийного отвода тепла, аварий разгерметизации первого контура при полном обесточивании показал, что безопасность реакторной установки обеспечивается без вмешательства персонала АС в течение не менее трех суток.
Экологические преимущества
По уровню безопасности энергоблок с реактором ВБЭР-300 соответствует требованиям к перспективным атомным станциям поколения 3+, санитарно-защитная зона совпадает с периметром промплощадки (рис. 4). Это позволяет размещать его вблизи крупных городов, что имеет очень важное значение, поскольку практически все региональные энергоисточники задействованы для обеспечения тепла.
Рис. 4 Радиационная безопасность атомной станции с ВБЭР-300
Кроме того, за счет меньшей мощности и применения технологий и решений, отработанных на транспортных ядерных установках, ВБЭР-300 производит гораздо меньше радиоактивных отходов, чем действующие АЭС.
Основным экологическим преимуществом ВБЭР-300 перед региональными углеводородными ТЭС является отсутствие выбросов продуктов сгорания органического топлива, а также поглощения большого объема кислорода из воздуха в процессе сжигания углеводородов.
При вытеснении угля атомной станцией с двумя блоками ВБЭР-300 годовой выброс в атмосферу окислов азота сократится на 8500 т, окислов серы – на 125 тыс. т, золы – на 3500 т, углекислого газа – на 5,4 млн т. При вытеснении газа выброс окислов азота сократится на 10500 т, углекислого газа – на 2,9 млн т; потребление кислорода из атмосферного воздуха уменьшится на 4,1-4,3 млн т.
При эксплуатации такой атомной станции в топливном балансе соответствующего региона в год будет сэкономлено до 1,7 млн т мазута, или 1550 млн м3 природного газа, или 3,4 млн т угля.
В 2005 году Международное агентство по атомной энергии оценило проект реакторной установки ВБЭР-300 как инновационный и включило его в отчет «Status of innovative small and medium sized reactor designs» (2005, IAEA-TECDOC-1485).
Энергоблоки с реакторами ВБЭР-300 могут быть использованы в дополнение к АЭС большой мощности, что позволит более гибко и рационально удовлетворять потребности регионов с учетом состояния их топливно-энергетического и электросетевого хозяйств, а также экологической ситуации.
Авторы: А.Е. Арефьев, А.В. Кураченков, Ю.П. Фадеев (ОАО «Опытное конструкторское бюро машиностроения им. И. И.Африкантова»)
Источник: https://www.atomic-energy.ru/
Понравилась статья? Тогда поддержите нас, поделитесь с друзьями и заглядывайте по рекламным ссылкам!
