engineering_ru | Первый ВВЭР-1200 на минимальном контролируемом уровне мощности (Reply)

Оригинал взят у

tnenergy в Первый ВВЭР-1200 на минимальном контролируемом уровне мощности

Росатом пишет:

20 мая в 16:11 реакторная установка инновационного энергоблока №6 Нововоронежской АЭС – первого из серии энергоблоков поколения 3+ - выведена на минимально контролируемый уровень мощности (МКУ). Об том сообщил директор атомной станции Владимир Поваров. Таким образом, в реакторе, работающем на мощности менее 1% от номинальной, началась управляемая цепная реакция деления: штатные ионизационные камеры зафиксировали нейтронный поток, соответствующий минимальному контролируемому уровню. В соответствии с регламентом, во время работы реактора на МКУ, специалисты атомной станции и отрасли будут измерять фактические нейтронно-физические характеристики активной зоны реактора для подтверждения соответствия проектным параметрам и правильности функционирования систем управления и защиты реактора. Достижение критического состояния реактора и выполнение физических испытаний на МКУ – это завершающая стадия физического пуска энергоблока №6. Этому предшествовали загрузка реактора ядерным топливом, сборка реактора и испытания в подкритическом состоянии.

Готовность к выводу энергоблока на МКУ подтвердил Ростехнадзор, который осуществлял контроль работ на каждом этапе строительства объекта. Следующим этапом после окончания этапа физического пуска станет поэтапный набор мощности, сопровождающийся большим количеством испытаний и измерений. Затем - одна из самых важных и ответственных операций на этапе энергетического пуска - толчок турбины (выход на плановый набор оборотов холостого хода роторов турбогенератора), опробование ее работы на холостом ходу и включение генератора в сеть. Энергоблоки поколения 3+ в настоящее время сооружаются в США, Франции и других странах. Однако именно 6-й энергоблок Нововоронежской АЭС стал первым в мире атомным энергоблоком последнего поколения, который не только построен, но и вышел на физический пуск.

===

Это довольно эпохальное событие, хотя говоря про первую установку проекта 3+ Росатом лукавит - кореец APR-1400, первый блок которого вышел на МКУ в январе этого года, тоже можно отнести к поколению 3+ (а можно и не относить из-за отсутствия ловушки расплава - вопрос дискуссионный). Тем не менее это очень редкий случай, когда Россия оказывается на острие прогресса в какой-то высокотехнологичной отрасли.

Давайте посмотрим повнимательнее на ВВЭР-1200. Прежде всего, я уже писал новости про запущенный блок, а так же рассказывал про перевозку корпуса ВВЭР-1200 для Белорусской АЭС. Что же нового в этом проекте?

ВВЭР-1200 - это эволюционный проект, вышедший из вариантов ВВЭР-1000, которые строились для зарубежных заказчиков в 90х и 2000х: Бушерская АЭС, АЭС Кунданкулам, АЭС Тяньвань. Каждый параметр реактора постарались слегка улучшить, а так же внедрить множество "модных" систем безопасности, позволяющих снизить вероятность выхода радиации при любых авариях и их сочетаниях за пределы герметичного реакторного отделения - контейнмента.

3д модель реакторного отделения. Обратите внимание на двойную герметичную оболочку контейнмента- один из признаков поколения 3+

ВВЭР-1200 отличается повышенной на 20% мощностью при примерно тех же размерах оборудования, сроком службы в 60 лет, возможность маневра мощностью в интересах энергосистемы, высоким КИУМ, возможностью работать 18 месяцев без перегрузки топлива и другими улучшенными удельными показателями. Впрочем, все это с лихвой компенсируется бОльшей стоимостью блока.

Как достигается увеличение мощности? Повышением давления, температуры первого контура, энергонапряженностью твэлов, увеличением расхода воды через активную зону. При этом незначительное - всего на 8 градусов поднятие температуры воды на выходе из АЗ позволяет добавить 10% к давлению пара на турбине, 20% мощности и поднять КПД с 33 до 35

Здесь ВВЭР-1200 - это В-392М, а остальное - предшественники

Для улучшения надежности оборудования и обеспечения 60 летнего срока службы были использованы улучшенные материалы и слегка раздуты габариты, которые, впрочем, в основном ограничиваются необходимостью обеспечить перевозку по ЖД. Довольно много переделок коснулось внутренних элементов реактора (шахты, выгородки, блока защитных труб, датчиков), как в целях улучшения контроля различных аварий, так и для обеспечения все тех же 60 лет срока службы.

Корпус реактора ВВЭР-1200 (В-392М) - на 300 мм длиннее и на 100 мм "жирнее" ВВЭР-1000.

Парогенератор слегка увеличен в размерах.

В крышке реактора сделано больше проходок для системы управления и защиты - это нужно для маневрирования мощностью по запросам энергосистемы и для, в перспективе, использования МОКС топлива.

Компоновка реакторной установки осталась практически без изменений, здесь улучшения тоже эволюционные. 4 петли охлаждения с парогенератором, главным циркуляционным насосом (ГЦН), компенсатор давления, сбросная и аварийная арматура на паропроводах, емкости системы аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ) реактора.

Компоновка реакторной установки. Кроме реактора в нее входит масса всяких железяк.

То же самое, только картинка красивее. В самом низу изображен бак системы подачи раствора борной кислоты в первый контур, как одна из систем глушения реактора.

Интересны емкости САОЗ. Это тоже емкости с холодной борной кислотой под давлением, в нормальной эксплуатации закрытые обратным клапаном. В случае разрыва корпуса или трубопроводов они обеспечивают ввод борной кислоты в реактор, глуша его и обеспечивая охлаждение. Обратите внимание, что трубы от них подходят ниже уровня главных циркуляционных петель - это сделано, что бы в случае разрыва подаваемая борная кислота не выливалась просто так через образовавшееся отверстие.

Емкость САОЗ в реальности выглядит вот так.

А так - в реакторном зале ВВЭР-1200 НВАЭС (большие цилиндрические баки на заднем фоне)

В итоге параметры реакторной установки получились такими:

Если посмотреть на выгорание топлива, то можно убедится, что оно крайне высоко. Поэтому топливо под реактор тоже разработано новое - с большим обогащением (среднее - 4,85, максимальное - 4,95% U235), увеличенным по возможности содержанием урана в ТВС (его количество в ТВС практически такого же размера поднято с 506 до 546 кг), новой технологией изготовления таблетки. Подробности про разработку этого топлива можно прочитать здесь.

ТВС в центре - "ТВС-2М" является базисом, на котором разработано топливо ВВЭР-1200

Кроме улучшения удельных характеристики энергоблока, осовременивания эксплуатации большой упор сделан во внедрении различных систем безопасности. У проектировщиков есть вот такая картинка внедренных элементов:

Здесь красное - это герметичное ограждение, синие - полностью пассивные системы, работающие не зависимо от наличия питания и действий операторов, а зеление - активные системы, зависящие от тех и других. Здесь интересно выделить ловушку расплава, систему СПОТ, спринклеры и пассивные катализаторы рекомбинации водорода. Начнем с последних:

Как известно авария на Фукусиме приобрела совсем тяжелый характер, когда в блоках начала взрываться кислородно-водородная смесь. Водород при этом появляется при протекании пароциркониевой реакции - окислении горячего (>800C) циркония ядерного топлива водяным паром. Для того, что бы не допустить накопления водорода, на современных АЭС ставят такие крайне высокотехнологичные устройства:

Представляющие собой простой пустой шкаф с катализатором внизу, который вызывает беспламенное сгорание водорода в кислороде. Выделяющееся тепло вызывает тягу, которая довольно быстро продувает через такие шкафы весь объем водородосодержащей атмосферы внутри контейнмента.

Следующим интересным нововведением является СПОТ - система пассивного отвода тепла. Опять же возвращаясь к Фукусиме - водород там выделился после того, как большая часть воды в реакторе выкипела (пока операторы нерешительно думали, что же делать дальше), а оставшееся топливо начало плавится теплом радиоактивного распада осколков деления урана (в первые часы мощность этого распада достигает 0,5-1% мощности реактора перед глушением, т.е. десятки мегаватт). Что бы этого не случилось, надо отводить тепло, и делать это по видимому независимо от действий персонала. Система СПОТ представляет собой теплообменники, погруженное в первый контур реактора и отводящие тепло в атмосферу

Схема СПОТ

При этом тепло от реактора в парогенераторы отводится естественной циркуляцией воды. Сами теплообменники с воздухом выглядят так:

А тяговые шахты вот так:

Кстати, у второй строящейся Российской АЭС с реакторами ВВЭР-1200 (ЛАЭС) пассивное отведение тепла осуществляется в здоровенный бак с водой, откуда она потихоньку испаряется.

Спринклерная система предназначена для снижения давления пара при разрыве первого контура. Сочетание охлаждения пара спринклерами с объемом герметичного отделения реактора позволяет даже в случае разрыва корпуса реактора удержать все содержимое внутри, не давая ему выйти наружу.

Наконец, ловушка расплава является последней линией обороны против аварий с потерей охлаждения, какие мы видели на Фукусиме и Три-майл Айленд. Это специальная емкость, установленная под реактором, в которой расположена "жертвенная" засыпка-разбавитель. В эту емкость должено стечь расплавленное топливо, если все же системы охлаждения не удержали его в нормальном состоянии в реакторе. Некоторые разработчики реакторов предпочитают при этом пытаться удержать расплавленное топливо внутри корпуса реактора путем интенсивного его охлаждения, однако нет 100% уверенности, что это возможно для мощностей больше 1 гигаватта.