Снижение капитальных затрат на строительство.

⇐ ПредыдущаяСтр 11 из 16Следующая ⇒

Снижение затрат было достигнуто за счет следующих мер:

Внедрение пассивных систем безопасности, которые значительно проще и дешевле, чем активные системы, выполняющие те же функции. В результате в проекте АР 1000 по сравнению с обычной АЭС сходной мощности сокращено: число клапанов — на 50%, трубопроводов — на 80—83%, кабелей — на 70—87%, насосов — на 35% (число насосов на энергоблоке АР 1000 составляет 180 агрегатов), а объем сейсмостойких зданий — на 45—50%). Кроме того, уменьшено число элементов в системах, относящихся к классам безопасности и изготавливающихся по более жестким нормам, например в системе технического водоснабжения и дизель - генераторах.
Использование модульных конструкций при сооружении АЭС. Стандартный блок АР 1000 состоит из 50 больших и 250 малых модулей. Малые модули размером 3, 7x3, 7x24, 4 м и весом 80 т можно перевозить по железной дороге. Примером большого модуля являются стальные модули защитной оболочки, из них наиболее тяжелый кольцевой модуль диаметром 39, 6 м весит 658 т. Все эти модули серийно изготавливают на заводе и транспортируют на площадку АЭС. Использование заводских модулей при сооружении АЭС позволяет:

· уменьшить трудозатраты на площадке АЭС, которые дороже, чем заводские;

· повысить качество контроля модулей АЭС, который легче обеспечить в заводских условиях;

· реализовать параллельное проведение многих работ, которые обычно выполняются последовательно;

· повлиять на сокращение сроков сооружения АЭС.

Сокращение сроков сооружения АЭС как из-за факторов, рассмотренных выше, так и путем внедрения компьютеризированных технологий проектирования и планирования строительства, а также координации различных видов деятельности при сооружении энергоблока АР 1000.

9.4 Реактор ACR 1000 и CANDU 6 (Канада)

ACR-1000 – это модульный тяжеловодный реактор поколения III+, электрической мощностью 1200 МВт. РУ ACR-1000 на 80% базируется на технической спецификации и конструкции CANDU.

РУ ACR 1000, так же как и все типы CANDU имеет горизонтально расположенную активную зону с технологическими каналами.

Параметры	CANDU 6	ACR -1000
Тепловая мощность, МВт
Электрическая мощность, МВт
КПД, %	~36%	~36, 5%
Диаметр активной зоны, м	7, 6	7, 5
Замедлитель, т.	D₂O 265	D₂O 250
Теплоноситель; кол-во т./температура ⁰С	D₂O 192 / 300	H₂O 190 / 300
Число топливных каналов
Топливо	UO₂ (PuO₂, Th₂)	UO₂ (PuO₂, Th₂)
Обогащение по ²³⁵U, %	0, 71 (природный) – 1, 2	до 2, 3
Число ТВЭЛ в ТВС	37 (для природного)	43 (для 2, 3% по ²³⁵U)
Глубина выгорания МВт сут/кг U	75 (для природного)	20 ( для 2, 3 % по ²³⁵U )
Срок эксплуатации, лет

Таб. 24 Основные технические параметры реакторов ЕС-6 и ACR-1000

Топливные каналы:

Горизонтальные, трубы из Zr c 2, 5 % Nb, хвостововики - нержавеющая сталь 403SS.

Базовые реакторные установки типа CANDU:

· реактор ЕС-6 (улучшенный реактор CANDU-6), который относится к реакторным установкам ІІІ поколение и является самым новым среди тех, что на сегодня находятся в эксплуатации;

· реактор ACR-1000 (новая эволюционная установка по технологии CANDU), который относится к ІІІ+ поколению и проект которого сейчас проходит лицензионные процедуры в Канаде (первый пилотный энергоблок запланирован к введению в эксплуатацию в 2016 году).

Конструкции реакторов ЕС-6 и ACR-1000 имеют много общего. Обе реакторные установки имеют канальное построение с горизонтально ориентированными каналами, расположенными в специальном баке – каландрии. Это разрешает делать перегрузку, замену и перемещение топливных кассет в режиме.

Активная зона ACR-1000 значительно уплотнена сравнительно с ЕС-6 благодаря использованию слабо обогащенного топлива. Как следствие, ACR-1000 имеет приблизительно в 1, 5 раза высшую электрическую мощность.

В ЕС-6 тяжелая вода используется как в качестве замедлителя, так и теплоносителя. Однако, двухконтурность схемы отвода тепла, дало возможность в новом проекте ACR-1000 в качестве теплоносителя использовать легкую воду.

Это, во-первых, обеспечило отрицательный коэффициент реактивности (в ЕС-6 на натуральном уране его величина больше нуля) и исключило циркуляцию обогащенной тритием воды в охладительном контуре и, тем самым, существенным образом повысило безопасность реактора, а во-вторых - удешевило инженерные решения и уменьшило эксплуатационные затраты.

Реактор ВВЭР 640 (Россия)

РУ ВВЭР-640 (В-407) –водно-водяной двухконтурный реактор III третьего поколения, является продолжение развития технологии ВВЭР.

В 90-х годах в рамках в Государственной программы РФ “Экологически чистая энергетика” разработан проект АЭС нового поколения средней мощности с реактором типа ВВЭР электрической мощностью 640 МВт ( реакторная установка В-407).

Активная зона реактора РУ ВВЭР-640 состоит из 163 ТВС, в которых размещены поглощающие стержни СУЗ и СВП (стержень выгорающего поглотителя).

В качестве топлива для ТВЭЛ используется слабообогащенный U₂O урана, применяемый в настоящее время в АЭС с реакторами ВВЭР-1000 и ВВЭР-440.

Длительность работы стационарной топливной загрузки составляет 298 эф. сут, U. В максимально выгоревшей ТВС эта величина составляет 45, 5 МВт.сут/кг U, в максимально выгоревшем ТВЭЛе 49, 0 МВт. сут/кг U, в максимально выгоревшей топливной таблетке 54, 1 МВт сут/кг U.

Проектная установленная эл. мощность, Мвт
Число часов использования установленной эл. мощности, час
Расход электроэнергии на собственные нужды, %	7, 05
Годовой отпуск электроэнергии с шин электростанции, млн. кВт/час
Отпуск тепла внешним потребителям, тыс. Гкал/год
КПД нетто, %	33, 3

Таб. 25 Технико-экономические показатели

Мощность тепловая, МВт
Мощность электрическая, МВт
КПД, %	~35
Давление пара в парогенераторе, МПа	7, 06
Давление в реакторе на выходе из активной зоны, МПа	15, 7
Температура теплоносителя в реакторе:
на входе, К	569, 5
на выходе, К	600, 0
Обогащение топлива подпитки, %	3, 6
Средняя глубина выгорания, МВт сут/кг (U)	40, 4
Средняя удельная энергонапряженность зоны, КВт/л	65, 4
Срок эксплуатации, лет

Таб. 26 Основные технические характеристики.

. Преимущества ( перед ВВЭР предыдущих модификаций )

повышение КПД, за счет увеличения номинального давления на выходе из парогенераторов до 7 МПа;
улучшение технико-экономических показателей.
набор пассивных систем безопасности
возможность компенсации запаса реактивности во всех состояниях до температуры 1000 С;
использование двойной защитной оболочки;
возможность хранения отработанного топлива вплоть до вывода блока из эксплуатации;
снижение общего количества отходов и их переработка в сухое негорючее состояние;
резервирование энергоснабжения двумя системами дизель-генераторов и возможность контроля АЭС только от аккумуляторных батарей;

Экономическую эффективность и конкурентоспособность проекта достигнута благодаря:

снижению в 1.5-2 раза удельных показателей на строительные работы
сокращению примерно в 2 раза численности эксплуатационного персонала;
увеличению на 20-25% эффективности использования ядерного топлива;
увеличению проектного срока службы АЭС до 60 лет.
более высокому уровню безопасности ( снижение вероятности аварий на 2 порядка по сравнению с действующими АЭС);
сокращению годового количества РАО.

Обеспечение безопасности

При авариях с полным обесточиванием (потеря электропитания собственных нужд и блочных дизельгенераторов) подключается система пассивного отвода тепла (СПОТ) от парогенераторов, обеспечивающая расхолаживание реакторной установки и отвод тепла к бакам аварийного отвода тепла. При авариях, сопровождаемых потерей теплоносителя первого контура в реактор подается раствор борной кислоты от гидроемкостей системы аварийного охлаждения активной зоны САОЗ. Давление срабатывания гидроемкостей САОЗ -4.0 МПа. При дальнейшем снижении давления в первом контуре следует залив активной зоны из емкостей САОЗ. Теплоноситель, вытекающий в течь, собирается над полугерметичной оболочки в бассейне аварийного отвода тепла. Для гарантированного открытия емкостей САОЗ, при снижении давления в первом контуре до 0, 6 МПа, происходит автоматическое открытие клапанов разгерметизации, соединяющих реактор с бассейном перегрузки. По мере опорожнения первого контура, аварийных гидроемкостей емкостей САОЗ уровень в аварийном бассейне повышается выше уровня выходных патрубков реактора. После освобождения емкостей САОЗ образует контур естественной циркуляции.

Отвод тепла от бассейна перегрузки происходит за счет испарения части теплоносителя с последующей конденсацией пара на стенках и в объеме металлической защитной оболочки и возврата конденсата в аварийный бассейн. Подпитка бассейна перегрузки осуществляется из аварийного бассейна через клапан связи бассейна перегрузки с аварийным бассейном.

Отвод тепла от защитной оболочки осуществляется через стенку к воде системы отвода тепла от герметичной оболочки за счет естественной циркуляции между баком аварийного отвода тепла каналами охлаждения оболочки. Запас воды в баке рассчитан на отвод тепла в течение не менее 24 часов, с учетом принципа единичного отказа.

В соответствии с концепцией безопасности послеаварийными мероприятиями предусмотрено, что остаточные тепловыделения после 24 часов будут отводиться с помощью систем нормальной эксплуатации, важных для безопасности, имеющих надежный источник охлаждающей воды и надежное электроснабжение от блочных дизельгенераторов.

Защитная оболочка АЭС на РУ ВВЭР 640 представляет собой конструкцию из двух концентрически расположенных оболочек, одновременное повреждение которых практически исключается. Внутренняя оболочка предназначена для восприятия нагрузок, возникающих при авариях реакторной установки. Наружная оболочка предназначена для защиты внутренней оболочки от внешних воздействий. В зазоре между внутренней и наружной оболочкой поддерживается небольшое разряжение и вытяжной воздух проходит через фильтры в венттрубу.

Внутренняя оболочка изготавливается из стали. По форме оболочка цилиндрическая с полусферическим куполом.

· Внутренний диаметр - 41 м.

· Высота - 48, 5 м.

· Высота сферического купола - 20, 5 м.

· Полный объем - 51520 м³

· Проектное давление - 0, 5МПа

· Расчетная температура - 150 ^оС

· Проектная протечка из первичной оболочки при проектном давлении - не более 0, 1% гермообъема за 24 часа.

Наружная оболочка - бетонная, рассчитана на внешние воздействия:

· падение самолета

· взрывную волну

· сейсмические воздействия

В проекте ВВЭР-640 предусмотрена возможность размещения АЭС в районах с высоким уровнем сейсмичности за счет расположения фундаментной плиты реакторного отделения на специальных сейсмоизоляторах. Допускаемый уровень сейсмичности площадки более 8 баллов.

⇐ Предыдущая 6 7 8 9 101112 13 14 15 Следующая ⇒