Гигантомания в атомной энергетике – плюсы и минусы - Часть 2

С целью повышения безопасности, экономичности и конкурентоспособности АЭС США разработали требования к реакторам IV поколения, которые вобрали в себя опыт эксплуатации работающих блоков и опыт проектирования инновационных АЭС и замкнутых топливных циклов, а также исследования энергетики будущего. По инициативе России и под ее патронажем и экономическим обеспечением, МАГАТЭ, в свою очередь, осуществляет проект ИНПРО, в котором предложена методика оценки инновационного проекта для принятия решения с точки зрения полностью охватывающего влияния на цикл производства электроэнергии от окружающей среды, замкнутого топливного цикла, производства энергии до вывод АЭС из эксплуатации и утилизации отходов. Оценка проводится по следующим составляющим: экономика, влияние на окружающую среду и управление отходами, безопасность, нераспространение ядерных материалов. Данная методика во многом перекликается с требованиями к реакторам IV поколения. Жесткие требования к инновационным реакторным установкам будущего привели к пересмотру основных концепций существующих проектов. Например, применение принципа интегральности привело к ликвидации целого класса аварий – больших течей. На сегодняшний день принцип интегральности технологически и концептуально ограничивает единичную мощность блока на уровне примерно 300-350 МВт. Однако, он позволяет значительно упростить конструкцию энергоблока, отказаться от активных систем безопасности, упростить управление и обслуживание, создать компактную конструкцию и суммарно за счет всех этих факторов уменьшить стоимость единицы установленной мощности. Именно такие факторы как интегральность, модульность, простота, принцип внутренне присущей безопасности, приводят к уменьшению количества обслуживающих систем безопасности и , как следствие, к уменьшению себестоимости единицы отпускаемой электроэнергии – 1 кВт*часа.

Примерами таких подходов могут служить блоки РУ IRIS мощностью 335 МВт международного консорциума во главе с фирмой Westinghouse и ВБЭР-300 разработки ОКБМ. Отличительные особенности реакторной установки IRIS – это:

•        принцип внутренне присущей безопасности;

•        интегральная конфигурация:
–       Физически устраняет возможность для некоторых аварий (разрыв ГЦТ);
–       Уменьшает вероятность возникновения большинства сценариев аварий;
–       Уменьшает последствия аварий;

•        Активные системы, не связанные с безопасностью, имеют подсистемы (функции) безопасности на пассивном принципе, которые должны выполнять функции ядерной безопасности:
–       Функции безопасности автоматически приводятся в действие, никаких действий оператора
–       Пассивные системы приводятся в действие за счет запасенной энергии (батареи, сжатый воздух, разность давлений)
–       однажды приведенные в действие, далее продолжают выполнение операции на основе только естественных сил (сила тяжести, естественная циркуляция) без двигателей, вентиляторов, дизелей, и т.д.

•        Отвод тепла, разработан с таким расчетом, чтобы обеспечить охлаждение в течение 7 суток без действий оператора или помощи от внешних организаций вне АЭС;

•        Дополнительные разнообразные системы, чтобы минимизировать вероятность разрушения активной зоны и выхода радиоактивности;

•        Удаление тепла от паро-водяного объема внутри корпуса:
–       уменьшение давления 1 контура за счет конденсации,
–       эффективный отвод тепла от а.з.

•        Проектное давление в системе ПГ равное проектному давлению в 1 контуре:
–       не требуются ПК ПГ, 1 контур не может переопрессовать ПГ;
–       ниже вероятность течи из 1 контура во 2, разрывов паропроводов и трубопроводов питательной воды;

•        Прямоточный ПГ:
–       малый запас воды ПГ – меньше воздействие на 1 контур при разрывах паропроводов и трубопроводов питательной воды;

•        Интегральный КД:
–       Большое отношение  объема КД к мощности реактора – более плавная динамика, ATWS, авария с потерей питательной воды;

•        Контайнмент (гермооболочка) высокого давления уменьшенного размера:
–       Повышение давления в контайнменте после LOCA уменьшает расход в течь — меньше воздействие от течи 1 контура;
–       Течь прекращается автоматически при выравнивании давлений в 1 контуре и контайнменте;
–       Низкий расход течи – ограничивает внешнюю дозу;
–       Возможно совмещение функции СПОТ и снижения давления в контайнменте (гермооболочке);

•        8 низконапорных бессальниковых ГЦН:
–       Меньше воздействие при отказа единичного ГЦН;
–       Нет протечек из 1 контура;

•        Бассейн снаружи Корпуса Реактора:
–       Обеспечивает внешнее затопление 1/3 корпуса по высоте в нижней части после аварий с потерей теплоносителя первого контура;
–       Источник борированной воды, подаваемой под действием гравитации в корпус реактора в течение неограниченного времени;
–       Сохранение расплава аз (кориума) внутри корпуса реактора;

•        Пассивные системы безопасности:
–       система аварийного отвода тепла (EHRS), 4 канала;
–       Быстро действующие Запорно-Отсечные Клапаны для Изоляции Главных Паропроводов и трубопроводов питательной воды, (резервируемые и быстроходные);
–       Система Автоматического снижения Давления (ADS); 1 стадия
–       Бак аварийной подачи Бора (EBT), 2 резервуара;
–       Система Длительной Подачи воды в а.з. (LTCMS), 2 канала;

•        Бассейн выдержки топлива с запасом воды
–       Обеспечивает отвод тепла от контайнмента для EHRS HXs;
–       Источник борированной воды для перегрузки и отвода тепла для аварий с глушением реактора;

•        Система СВО – деминерализация и фильтрация внутри контайнмента, другие функции – снаружи гермооболочки;

Проектные характеристики РУ IRIS позволяют проводить такие режимы без срабатывания аварийной защиты (АЗ), как,например:

•        Сброс-наброс нагрузки +5%/мин. в диапазоне 15-100%
•        Сброс-наброс нагрузки ступенькой +10% в диапазоне 15-100%
•        100-50-100% — поддержание суточного графика
•        Поддержание частоты сети (диапазон 10% со скоростью 2%/мин.
•        20% увеличение или уменьшение мощности в течение 10 мин.
•         Потеря 1 питательного насоса

В результате использования вышеперечисленных подходов в РУ IRIS устранен класс аварий  «большая течь», уменьшена вероятность разрыва трубки ПГ, уменьшена вероятность разрыва паропровода, уменьшено (ограничено) воздействие на контайнмент, ограничено расхолаживание или устранены последствия (нет возможности повторной критичности), уменьшена вероятность разрыва трубопровода питательной воды, уменьшено последствие обрыва или заклинивания вала ГЦН.

Интересна концепция со встроенными внутрь корпуса устройствами системы управления и защиты (СУЗ) реактора. В этом случае устраняется спектр аварий с выбросом управляющих стержней.

В проекте ВБЭР-300 [13] используются примерно похожие принципы:

•        Компактность конструкции, позволяющая снизить удельные капвложения;
•        Блочная компоновка реакторной установки;
•        Интегрированный корпус;
•        Прямоточный парогенератор с титановой трубной системой;
•        Герметичные ГЦН;
•        Активная зона пониженной напряженности;
•        Внутреннеприсущие свойства безопасности:
•        технические решения «пассивного» реактора, устойчивого к всевозможным возмущениям, в том числе к ошибкам персонала и действиям диверсионного характера:
•        отрицательные коэффициенты реактивности по температуре топлива и теплоносителя, по удельному объему теплоносителя, а также отрицательный паровой и интегральный мощностной коэффициенты реактивности;
•        пониженная энергонапряженность активной зоны по сравнению с судовыми реакторами и реакторами типа ВВЭР-1000 (менее 72 кВт/л);
•        устойчивая естественная циркуляция по всем теплопередающим контурам, обеспечивающей теплоотвод от остановленного реактора;
•        блочное исполнение РУ без протяженных трубопроводов 1 контура большого диаметра;
•        применение сужающих устройств малого диаметра в патрубках вспомогательных систем 1 контура, что в сочетании с блочной компоновкой РУ исключает классы аварий большой и средней течи первого контура;
•        подключение большей части трубопроводов 1 контура к «горячим» участкам в верхней части реакторного блока, что определяет возможность перехода к паровому истечению и снижает требования к расходным характеристикам САОЗ;
•         «сухой» способ перегрузки топлива
•        ограничительное устройство, обеспечивающее размер истечения не более Dу 100 мм в технически нереализуемом событии гильотинного разрыва главного патрубка

Еще записи на эту же тему:



Страницы: 1 2 3

2 коммент. к “Гигантомания в атомной энергетике – плюсы и минусы”

  • Flint13 | 17 Декабрь, 2011, 1:20

    Модератору -уберите синий фон ничего не видно…

  • admin | 20 Декабрь, 2011, 19:38

    поправили. спсб за замечание

Оставить комментарий (Зарегистрируйтесь и пишите коментарии без CAPTCHи !)

 
© 2008-2019 EnergyFuture.RU Профессионально об энергетике. All rights reserved. Перепечатка материалов разрешается при условии установки активной гиперссылки на EnergyFuture.RU.