Глоссарий Вопросы и ответы Карта сайта Связь с нами Главная страница
English versoin рус. / eng.

Пресс-центр

Пресс-служба ЗАО «Атомстройэкспорт» – дипломант премии «Серебряный Лучник»

В 2008 году пресс-служба ЗАО «Атомстройэкспорт» награждена Дипломом Национальной премии в области развития связей с общественностью «Серебряный Лучник» в номинации «Лучший проект» за проект «PR-сопровождение сооружения Тяньваньской АЭС».

Национальная премия в области развития связей с общественностью «Серебряный Лучник» учреждена 25 июня 1997 году Российской ассоциацией по связям с общественностью, Торгово-промышленной палатой РФ и Союзом журналистов РФ.  Премия «Серебряный Лучник» признана самой престижной премией в области развития общественных связей в России.

Пресс-центр / Публикации

В-466: модернизированная версия ВВЭР-1000 для АЭС «Белене»

Эволюция проекта реактора ВВЭР-1000

На АЭС «Белене» планируется строительство 2-х энергоблоков  с модернизированным реактором ВВЭР-1000 типа В-466. В качестве принципиальной основы ВВЭР-1000/В-466 принята конструкция серийного энергоблока ВВЭР-1000/В-320, разработанная ОКБ «Гидропресс».

Успешная эксплуатация 25 энергоблоков ВВЭР-1000/В-320 в России, Украине, Болгарии и Чехии подтвердила заложенные в первоначальный проект технические характеристики, надежность и безопасность работы как систем, так и отдельного оборудования. К настоящему времени на энергоблоках АЭС с  ВВЭР-1000 типа В-320 наработано более 400 реакторо-лет.

В 1977 г. специалистами Санкт-Петербургского института «Атомэнергопроект», ОКБ «Гидропресс» и финской компании Imatran Voima International ltd (в настоящее время - Fortum Enginееring Ltd)  была начата разработка нового проекта АЭС, прототипом которого являлся проект с серийным реактором ВВЭР-1000/В-320.  С этим проектом в 1991 г. российские организации принимали участие в тендере на сооружение пятого блока АЭС «Ловиза» в Финляндии, который, был позднее отменен решением финского правительства.

В результате дальнейшего совершенствования ВВЭР-1000/В-320 был создан проект реактора ВВЭР-1000/В-428, по которому в настоящее время в Китайской Народной Республике завершается сооружение двух энергоблоков АЭС «Тяньвань». Этот проект опирается на эволюционный путь повышения безопасности с сохранением в значительной мере технических решений по компоновке и конфигурации оборудования. При разработке проекта были решены следующие основные задачи,  отвечающие современному уровню развития ядерной энергетики:

o  Учет международных тенденций повышения безопасности для АЭС большой мощности с реакторами типа PWR

o  Достижение требуемых современными стандартами показателей безопасности АЭС

o  Максимальное использование апробированных опытом эксплуатации технологий и оборудования

o  Повышение экономических показателей блока, снижение капиталовложений в строительство

Повышение безопасности и улучшение технико-экономических показателей в проекте  ВВЭР-1000/В-428 в сравнении с серийным проектом обеспечивается за счет:

o  улучшения ядерно-физических свойств активной зоны

o  обеспечения гарантированных отрицательных значений коэффициентов реактивности

o  применения четырехканального принципа резервирования систем безопасности

o  применения  новых систем контроля и диагностики оборудования

o  внедрения  устройства для локализации расплава активной зоны

o  двойной защитной оболочки

o  применения новых главных циркуляционных насосов с водяной смазкой подшипников

o  полностью цифровой системы контроля и управления

o  сокращенного количества насосов, арматуры, клапанов и т.п.

o  оптимизированного объема помещений

o  реализации современных концептуальных принципов поставарийного мониторинга

o  значительного снижения объемов переработки жидких радиоактивных отходов

o  повышенной сейсмостойкости

o  реализации концепции «течь перед разрушением»

Следующий этап эволюции реактора ВВЭР-1000 - проект ВВЭР-1000/В-466, который является модернизацией проекта  ВВЭР-1000/В-428 с учетом российских и международных стандартов, а также рекомендаций МАГАТЭ. При этом достигнуто:

o  повышение срока службы основного оборудования (корпуса реактора) до 60 лет

o  максимальное среднее выгорание топлива (maximum average burnup) 55 Мвт сут/кг U

o  снижение длительности простоев (outage time) и  повышение КИУМ (Unit Capability Factor)

o  возможность следования за нагрузкой (load follow(ing)) и способность маневрирования (manoeuvrability)

В соответствии с мировыми тенденциями обеспечения безопасности АЭС в новую версию проекта АЭС были включены дополнительные пассивные системы безопасности. Эту модернизацию произвел Московский институт «Атомэнергопроект».

Именно эта последняя версия проекта АЭС с ВВЭР-1000/В-466 и была представлена на тендер по сооружению АЭС «Белене» в Болгарии.

Краткое описание реактора ВВЭР-1000/В-466

Энергоблок с реактором ВВЭР-1000/В-466 мощностью 1060 МВт предназначен для выработки электроэнергии как в базовом режиме, так и с возможностью маневрирования мощностью. Эффективное время использования номинальной мощности реактора составляет  7900 час/год.

Расчетный срок службы основного оборудования – 60 лет.

Перегрузка топлива производится 1 раз в год.

Энергоблок состоит из ядерного острова, основой которого является реактор с водой под давлением и турбоустановки. Тепловая схема – двухконтурная.

В первый контур входят реактор, система компенсации давления и четыре циркуляционных петли, каждая из которых состоит из парогенератора горизонтального типа, главного циркуляционного насоса и главного циркуляционного трубопровода диаметром 850 мм. Топливом является слабообогащенная двуокись урана. Среднее обогащение загружаемого топлива по 235U составляет 4,3 %, вес . Нагреваемый при прохождении через активную зону водный теплоноситель поступает в парогенераторы, где отдает свое тепло воде второго контура.

Второй контур состоит из паропроизводительной части парогенераторов, главных паропроводов, турбоустановки, вспомогательных и обслуживающих систем, оборудования деаэрации, подогрева и подачи питательной воды в парогенераторы, систем продувки.

Турбоустановка состоит из паровой турбины и генератора, монтируемых на общем фундаменте. Турбина снабжена конденсационным устройством, регенеративной установкой для подогрева питательной воды, сепараторами-пароперегревателями, имеет нерегулируемые отборы пара на подогреватели системы регенерации и на собственные нужды АЭС.

Обеспечение безопасности АЭС

Основной задачей обеспечения безопасности АЭС является защита эксплуатационного персонала, населения и окружающей среды от неприемлемого радиационного воздействия во всех режимах работы АЭС, включая проектные и запроектные аварии. Предусмотрено применение ряда решений, направленных на ограничение выхода радиоактивности в окружающую среду. Это достигается внедрением локализующих систем безопасности, состоящих из:

o  двойной защитной оболочки с промежуточным зазором

o  пассивной системы фильтрации протечек

o  системы удаления водорода на основе пассивных рекомбинаторов

o  спринклерной системы для снижения давления в контейнменте при авариях

o  устройства для локализации расплава активной зоны (кориума)

Данные решения позволяют практически исключить возможность превышения предельного аварийного выброса для запроекных аварий, включая тяжелые аварии с полным расплавлением ядерного топлива.

Высокий уровень надежности выполнения функций безопасности АЭС обеспечивается за счет применения взаиморезервирующих пассивных и активных систем безопасности, рис 2, а также реализации принципа диверситета.

В состав пассивных систем безопасности входят:

o  система пассивного отвода тепла от парогенератора

o  система быстрого ввода бора в первый контур

o  гидроаккумуляторы аварийного охлаждения реактора

o  система фильтрации межоболочечного пространства

o  устройство для локализации кориума

Устройство для локализации кориума

Устройство для локализации кориума, рис 3, в случае тяжелой аварии с расплавлением активной зоны выполняет следующие функции:

o  удерживает жидкие и твердые фрагменты разрушенной активной зоны, а также частей корпуса реактора

o  обеспечивает подачу к кориуму охлаждающей воды и отвод пара

o  передает тепло охлаждающей воде

o  удерживает днище корпуса при его отрыве

o  минимизирует вынос радиоактивных веществ и водорода  в пространство герметичной оболочки

При этом устройство выполняет свои функции с минимальным управляющим воздействием со стороны оперативного персонала АЭС. Локализация и охлаждение кориума осуществляется неограниченное время. В течение первых 24 часов после аварии в условиях полного обесточивания АЭС охлаждение кориума обеспечивается только запасом воды, имеющейся в приямке герметичной оболочки. Для обеспечения последующего надежного удержания кориума предусмотрено пополнение запаса воды за счет внешних источников.

Защита от внешних воздействий

От наружных воздействий реактор защищает внешняя часть двойной защитной оболочки – контейнмента, рис. 4. Внутренняя часть контейнмента выполнена из предварительно напряженного железобетона, облицованного изнутри нержавеющей сталью. Внешняя часть контейнмента сделана без предварительного напряжения. Она выдерживает:

o  сейсмические нагрузки с максимальным горизонтальным ускорением 0,2 g

o  ветровые нагрузки

o  падение обломков самолета

o  воздействие ударной волны

o  снеговую нагрузку

А.М. Крюков, А.С. Захаров, Л.Т. Янко, «Атомстройэкспорт»

Журнал Modern Power Systems. Февраль 2007.

www.modernpowersystems.com

Полная версия статьи представлена на www.atomstroyexport.com

АтомСтройЭкспорт ©, 2006. Все права защищены. Контактная информация... Разработка сайта: ArtStyleGroup