ПЕРСПЕКТИВНЫЕ ПРОЕКТЫ РЕАТОРОВ.

⇐ ПредыдущаяСтр 10 из 16Следующая ⇒

Производители реакторов в Северной Америке, Японии и Европе имеют на сегодня девять проектов новейших ядерных реакторов, которые внедряются в производство или находятся в окончательной стадии проектирования. Имеется ряд проектов, находящихся в стадии научно-исследовательских разработок. Конструкции этих реакторов предусматривают гораздо более безопасные условия их работы, исключают всякую возможность утечки радиоактивных материалов. Новые электростанции, работающие на таких реакторах, будут более надежны и просты в эксплуатации, доступны для осмотров, обслуживания и текущего ремонта, более экономичны.

Основное отличие большинства новых реакторов от эксплуатируемых сегодня, состоит в использовании " пассивных" систем безопасности (так называемых " систем естественной безопасности" ), которые основаны на действии сил тяжести, тепловой конвекции, и т.д., и не требуют никакого активного вмешательства персонала в случае каких-либо сбоев.

Новые проекты можно разделить на две категории: эволюционную и экспериментальную. Эволюционные проекты являются в основном новыми моделями существующих реакторов, доказавших свои хорошие эксплуатационные характеристики. Экспериментальные проекты значительно отличаются от использующихся на действующих электростанциях и требуют большего количества испытаний и проверок перед их крупномасштабным внедрением.

Новые проекты РУ можно условно разделить на две категории: эволюционную и инновационную.

Эволюционные проекты являются в основном новыми моделями существующих реакторов, доказавших свои хорошие эксплуатационные характеристики.
Инновационные проекты значительно отличаются от использующихся на действующих электростанциях и требуют большего количества испытаний и проверок перед их крупномасштабным внедрением.

Страна (разработчик)	Тип реактора	Мощность, МВт	Состояние проекта	Главные особенности
США-Япония (GE-Hitachi-Toshiba)	ABWR		Промышленная эксплуатация в Японии с 1996-97 годов. В США: Сертификация проекта в 1997 году Комиссией по ядерному регулированию	Эволюционный проект, более эффективный, меньшее количество отходов, упрощенная конструкция (сроки строительства 50 месяцев) и управление
США (ABB-CE)	System80+ (PWR)		Сертификация проекта в 1997 году Комиссией по ядерному регулированию. Некоторые элементы присутствуют в новых реакторах Южной Кореи.	Эволюционный проект, увеличенная надежность, упрощенная конструкция и управление
США (Westinghouse)	AP-600 (PWR)		Сертификация проекта в 1999 году Комиссией по ядерному регулированию	Система естественной безопасности, упрощенная конструкция и управление, 60-летний срок службы
Франция - Германия (NPI)	EPR (PWR)	1525-1750	Утвержден как будущий Французский стандарт, проект закончен в 1997 году.	Эволюционный проект, высокий КПД по топливу, улучшенные характеристики по безопасности
Канада (AECL)	CANDU-9 ACR 1000	925-1300	Проект реактора в 1997 году.	Эволюционный проект, гибкие требования к топливу, система естественной безопасности
Россия (Атомэнергопроект, Гидропресс)	V-407, V-392 (PWR)	640 и 1000 соответственно	Строительство блока V-407 началось в 1997 году, запланировано строительство блока V-392	Система естественной безопасности, 60-летний срок службы, упрощенная конструкция и управление
Япония (MITI и другие)	PWR		Основной проект в стадии исполнения, запланировано строительство второго блока	Смешанные системы безопасности, упрощенная конструкция и управление
Южная Африка (Eskom-BNFL)	PBMR	115 (на каждый блок)	Уменьшенная модель находится в эксплуатации.	Дешевая модульная электростанция, газовая турбина, функционирует при высокой температуре, система естественной безопасности
США - Россия (General Atomics - Минатом РФ и другие)	GT-MHR	250-285 (на каждый блок)	Находится в стадии разработки в России в рамках совместного международного проекта	Газовая турбина, функционирует при высокой температуре, высокий КПД по топливу, система естественной безопасности

Табл. 20 Перспективные проекты РУ.

Модульный реактор в Южной Африке также имеет газотурбинный генератор прямого цикла, разработан компанией Eskom и прошел экспертизу в Германии. Модули будут иметь мощность по 115 МВт каждый и тепловой КПД ~ 45 %. Реактор имеет систему естественной безопасности, а затраты на его строительство и эксплуатацию, как ожидается, не будут очень высоки. Масштабная (уменьшенная в два раза) модель такого реактора работает в Москве, а прототип должен быть создан в 2001 году.

В Японии, первые два реактора ABWR, как отмечено выше, уже запущены в эксплуатацию. Компания Mitsubishi разработала модернизированную модель реактора PWRS, которая является более простой и для большей эффективности объединяет активные и пассивные элементы системы охлаждения. Работа над проектом такого реактора мощностью 1400 МВт даст основу для развития Японских PWRS реакторов следующего поколения.

В Канаде реакторы CANDU-9 (925-1300 МВт) являются продолжением существующих проектов и имеют более гибкие требования к топливу. В качестве топлива могут использовать естественный уран, слабо-обогащенный уран, восстановленный уран от переработки исчерпанного топлива в PWR реакторах, смешанное оксидное (U и Pu) топливо, способны на прямое использование исчерпанного топлива PWR реакторов, тория и оружейного плутония. В качестве топлива могут также использоваться актиниды, отделенные от повторно обработанных отходов LWR реакторов.

В Европе при совместном участии французских и немецких предприятий разрабатывается большой (до 1750 МВт) Европейский водяной реактор высокого давления ( EPR ). Это - эволюционный проект, который был принят в качестве нового стандарта для Франции и удовлетворяет новым строгим Европейским критериям безопасности.

9.1 Реактор PBMR (Южная Африка)

PBMR – высокотемпературный реактор с гелиевым охлаждением и графитовым замедлителем.

Первоначально проектанты PBMR ориентировались только на производство электроэнергии. Однако преимущество технологии ВТГР, в том что имеется большой спрос на других промышленных рынках. Реактор PBMR, обеспечивающий температуру рабочего тела на выходе до 900°C, может идеально подходить под потребности самых разных отраслей народного хозяйства.

PBMR реактор нового поколения должны небольшой мощности. Каждый модуль с PBMR производит 400 МВт(тепловых), или 165 МВт(эл.). Главное здание и генератор PBMR занимают площадь 10× 40 метров - иными словами, сразу два модуля PBMR в состоянии уместиться на футбольном поле. Высота главного здания - 66 метров, причём 23 из них находятся под землёй.

В проекте предусмотрен корпус реактора (Reactor Pressure Vessel) - вертикальный стальной сосуд высотой 27 метров и диаметром 6 метров. Внутри корпуса находится металлический бак активной зоны (core barrel), в котором, в свою очередь, расположена цилиндрическая активная зона. По высоте и радиусу зону ограничивают графитовые отражатели.

Температура гелия на входе в активную зону составляет 500°C, а его входное давление - 90 бар. Газ проходит зону в направлении сверху вниз и покидает её, нагретый до 900°C. Далее гелий следует на турбину, выходит из неё при температуре 500°C и давлении 26 бар, охлаждается, сжимается, вновь нагревается и подаётся на вход активной зоны.

Высокие температура и давление теплоносителя обеспечивают в PBMR повышенный к.п.д., достигающий 41%.

ТВЭЛ

Топливные элементы PBMR представляют собой шары из UO₂, покрытые карбидом кремния и пирографитом.

МикроТВЭЛы диаметром 0, 92 мм каждый погружаются в графитовую матрицу (топливную сферу диаметром 60 мм). Всего в активной зоне во время работы будет находиться 450 тысяч топливных сфер.

Перегрузка топлива производится на ходу. Свежие топливные сферы насыпаются сверху активной зоны, а из нижней её части удаляется выгоревшее топливо.

Преимущества:

исключена авария с расплавлением активной зоны;
перегрузка топлива при непрерывной работе реактора;
использование технологии МикроТВЭЛ;
конкурентоспособность;
может работать в манёвренном режиме;
может использоваться для производства высокотемпературного тепла;
проект предусматривает укороченные сроки строительства;
для блоков с PBMR требуются небольшие площадки;
срок строительства 24 месяца;
низкая стоимость эксплуатации;
PBMR в состоянии выдерживать сильные внешние воздействия;
PBMR требуются сравнительно небольшие объёмы воды для нормальной эксплуатации;
высокий КПД ~ 41%.

Недостатки:

малая мощность;
отсутствие промышленной технологии переработки микроТВЭЛов;
проблемы с радиационным контролем в проекте предшественнике AVR;
Недостаточный опыт в эксплуатации технологии ВТГР.

Примечание:

Технология PBMR основывается на проекте реактора AVR ( A rbeitsgemeinschaf V ersuchs r eaktor) мощностью 17 МВт(эл.). Эксплуатация с1967 по 1988 г. После закрытия реактора в докладе подготовленном в исследовательский центр в Юлихе, говорится следующее:

«Уровень загрязнений оборудования первого контура на момент закрытия реактора достиг нескольких процентов от общей активности зоны. Это на несколько порядков выше, чем предсказывалось расчётным путём, и существенно больше, чем в крупных энергетических легководных реакторах.

Большая доля загрязнений обязана своим появлением графитовой пыли и, следовательно, является мобильной в авариях с потерей давления.»

9.2 Реактор EPR ( Европейский союз ).

Европейский реактор типа PWR – двух контурный водо-водяной корпусный реактор третьего поколения, разработанная на основе французского N4 и немецкого KONVOI - разработок второго поколения, запущенных в эксплуатацию во Франции и Германии.

Целью, поставленной при разработке EPR, было усовершенствование уровня безопасности реактора (в частности, снижение вероятности возникновения аварии в 10 раз), снижения количества сложных аварийных ситуаций путем ограничения их влияния на оборудование, а также уменьшение стоимости проекта.

Разработка проекта активной зоны реактора выполнена с учетом следующих требований и допущений:

давление в ПГ составляет 78 МПа с учетом консервативных оценок в отношении расхода теплоносителя;
достигаемая глубина выгорания топлива как минимум 60 МВт сут/кг.;
длительность топливного цикла составляет 18 месяцев (может быть увеличена до 24 месяцев), при этом коэффициент готовности должен быть не менее 0, 9 (допускается возможность использования двухгодичного топливного цикла);
система управления активной зоной обеспечивает необходимую маневренность в соответствии с требованиями энергосистемы: обеспечивается возможность длительной работы в маневренном режиме (скорость изменения мощности 5%Nном/мин в диапазоне мощностей от 50 до 100% и 2, 5%Nном/мин в диапазоне мощностей от 20 до 50%).

Проектное время строительства энергоблока от момента заливки первого бетона до момента загрузки топлива в активную зону не превышает 48 месяцев. Проектный срок службы энергоблока составляет 60 лет. Предполагаемый коэффициент использования проектной мощности за проектный срок службы энергоблока составляет 92%. Стоимость строительства блока оценивается примерно в 4 млрд. евро в ценах 2008 года.

В качестве ядреного топлива в основном используется диоксид урана UO2, однако допускается использовать до 50% топливных сборок со смешанным оксидным ядерным топливом (МОХ). Основные технические характеристики и режимы работы РУ выбраны для достижения с одной стороны высокого КПД и минимальной стоимости топливного цикла, а с другой стороны для достижения высокой маневренности и гибкости по отношению к длительности топливного цикла.

Тепловая мощность, МВт
Электрическая мощность, МВт
КПД	36%
Рабочее давление, бар
Температура на входе/выходе реактора, °C	291, 5/326, 5
Обогащение ²³⁵U	не более 5%
Глубина выгорания	60 МВт сут/кг.

Таб. 21 Общие характеристики реакторной установки проекта EPR.

ТВС

Высота активной зоны м	4.2
Количество ТВС
Шаг между ТВС, см	21, 504
Шаг между ТВЭЛами, см	1, 26
Количество ТВЭЛ в ТВС
Диаметр ТВЭЛ, см	0.95
Толщина оболочки ТВЭЛ, мм	0, 62

Таб. 22 ТВЭЛ и ТВС.

Основное технологическое новшество EPR заключается в системах безопасности и их обеспечивающих функциях (аварийный впрыск, аварийная питательная вода парогенераторов и аварийное энергоснабжение), спроектированных с четырехкратным резервированием. Это, наряду с физическим разделением каналов систем безопасности и многофункциональностью, позволяет снизить вероятность потери функции вследствие внутренних нарушений (отказ системы, пожар, затопление и др.) или внешних воздействий (взрыв или падение самолета).

Здания реакторного отделения, хранения свежего и отработавшего топлива и систем безопасности расположены на одном цельном фундаменте из железобетона толщиной 6 м.

Внутренняя оболочка даже без облицовки способна удовлетворять критерию ограничения протечек (1%) вплоть до 0, 75 МПа, а предел прочности оболочки оценивается значением 1, 4 МПа.

Для предотвращения возможности взрыва водорода, выделяющегося внутри гермообъема, в защитной оболочке РУ установлены каталитические дожигатели поддерживающие концентрацию водорода менее 10% и предотвращающие возгорание и взрыв водорода.

Для предотвращения роста давления внутри оболочки реактора в случае тяжелых аварий предусмотрена двухканальная система отвода тепла (CHRS). Система отвода тепла из активной зоны может работать в режимах залива ловушки расплава и подачи воды непосредственно в охлаждающую систему.

В проекте предусмотрена специальная ловушка расплава площадью 170 м², в которую стекают расплавленные материалы в случае тяжелых аварий с плавлением активной зоны. Под реактором предусмотрен специальный колодец, отводящий расплавленные материалы в ловушку. Верхняя часть колодца закрыта крышкой которую проплавляет попавший на нее " кориум", тем самым обеспечивая доступ к ловушке расплава. Поверхность колодца также как и ловушки расплава покрывает слой бетона под которым находится защитный слой циркониевого металла.

Под ловушкой расплава для охлаждения расплава снизу и предупреждения повреждения фундамента предусмотрены каналы, в которых циркулирует вода, охлаждаемая системой отвода тепла из активной зоны. После попадания расплава в ловушку инициируется срабатывание пассивной системы залива расплавленного металла из бака, который отделяется от ловушки плавкой заглушкой. Так же существует возможность залива зоны расплава непосредственно от системы отвода тепла от активной зоны РУ.

Эти меры наряду с физическим разделением каналов систем безопасности и многофункциональностью, позволяет снизить вероятность потери управления реактором вследствие внутренних нарушений (отказ системы, пожар, затопление и др.) или внешних воздействий (взрыв или падение самолета).

Однако, одной из основных задач при разработки проекта EPR было, существенное снижение капитальных затрат и обеспечение конкурентоспособности проекта, в результате размер реакторного здания был уменьшен за счет упрощения схемы аварийного охлаждения активной зоны. По сравнению с N4 тепловая мощность реактора была увеличена на 15% через изменение конструкции парогенераторов, позволяя основным насосам охлаждающего контура работать с более высокой мощностью.

Однако по сравнению со своими предшественниками, реактор EPR имеет несколько особенностей, в которых снижается уровень безопасности:

Система безопасности реактора EPR уступает KONVOI из-за менее совершенной системы аварийного охлаждения активной зоны. Упрощенный контур охлаждения.
АЭС на РУ EPR оснащены цифровой инструментально-контрольной системой. Применение на практике данной системы сильно зависит от разработчика, поэтому достаточно сложно контролировать правильный ввод системы в эксплуатацию. Подобная система была установлена на АЭС Некар-1 типа PWR и в 2001 году в Германии; система дала сбой - на протяжении некоторого времени аварийное отключение реактора было невозможно. Цифровая система была также установлена на PWR АЭС Сайзвэл в Великобритании, при вводе АЭС в эксплуатацию, что в апреле 1998 г. привело к серьезному снижению эффективности защитной системы реактора.
Согласно документам регулирующих органов Финляндии, в реакторах EPR в сборных фильтрах засоряются выходные отверстия, хотя патенты французских экспертов утверждают, что это не является значимым фактором при сравнении имеющихся конструкций реакторов. Выходные отверстия были изучены финскими экспертами много лет назад, но и сейчас являются источником проблем для EPR.

9.3 Реактор АР 1000 ( США )

РУ АР 1000 - двухконтурный водо-водяной реактор типа PWR. Реактор АР 1000 аналогичен АР600 стандартному реактору PWR фирмы Westinghouse с измененным расположением патрубков, улучшенными характеристиками активной зоны: решетки из Циркалоя 4, повышенное выгорание и улучшения в СУЗ.

Корпус реактора представляет собой цилиндрический сосуд с полусферическим днищем и съемной полусферической крышкой. Корпус реактора около 12 м в высоту, внутренний диаметр напротив активной зоны 3, 988 м. Поверхности, которые могут находиться под поверхностью воды в процессе эксплуатации и при перегрузке топлива плакированы слоем коррозионностойкой стали. Проектный срок службы корпуса реактора составляет 60 лет. В течение этого времени обеспечивается надежная работа всех элементов первого контура с учетом расчетного давления 17, 1 МПа и 343 ^oC.

Система первого контура включает в себя компенсатор давления, автоматическую систему сброса давления, трубопроводы, арматуру и измерительную аппаратуру, необходимую для эксплуатационного контроля и срабатывания систем безопасности.

В проекте АР 1000 предусмотрено два парогенератора Delta-125 и четыре главных циркуляционных насоса (ГЦН), подключенных непосредственно к днищу парогенератора. Конструкция и место установки насосов исключают возможность течи через их уплотнения, снижают потери давления и предотвращают оголение активной зоны при малых течах теплоносителя 1-го контура. РУ АР 1000 и парогенераторы и прочие системы имеют с тальную защитную оболочка диаметром 39, 6 м и толщиной стен 4, 44 см рассчитана на давление 4, 07 бар.

Электрическая мощность, МВт эл.
Мощность реактора, МВт тепл.
Срок службы, лет
Высота активной зоны, м.	4, 30
Тип топлива	2, 35% - 4, 95%
Количество регулирующих стержней
Количество «серых» стержней
Длительность кампании, мес.	18 - 24
Процент топлива, заменяемого при перегрузке, %
КПД АЭС с учетом градирен, %	32, 7
Температура теплоносителя на выходе, °С
Активная длина топлива, м	4, 3
Ежегодно генерируемые радиоактивные отходы, т

⇐ Предыдущая 5 6 7 8 91011 12 13 14 Следующая ⇒