|. |парогенератора | | |
|11|Средняя энергонапряженность |кВт/л |64,5 |
|. |активной зоны | | |
Активная зона
Активная зона реактора В-407 состоит из 163 тепловыделяющих сборок
(ТВС), в которых размещены поглощающие стержни системы управления и защиты
(ПС СУЗ) и невыемные СВП (стержень выгорающего поглотителя).
В качестве топлива для ТВЭЛ используется слабообогащенный дисоксид
урана, применяемый в настоящее время в АЭС с реакторами ВВЭР-1000 и ВВЭР-
440. Длительность работы стационарной топливной загрузки составляет 298
эф.сут, средняя глубина выгорания выгружаемого топлива ROшл =39,6
Мвт.сут/кг 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.
Главный циркуляционный насосный агрегат ГЦНА
При создании ГЦНА учитывался многолетний опыт по созданию и
эксплуатации ГЦНА на АЭС с ВВЭР, а также результаты научно-
исследовательских и опытно-конструкторских работ с длительной проверкой
ресурса работы основного узлов.
Компенсатор давления
В качестве компенсатора давления, применяется хорошо отработанный и
эксплуатирующийся в настоящее время компенсатор давления ВВЭР-1000.
Парогенератор
Парогенератор представляет собой однокорпусной теплообменный аппарат
горизонтального типа.
Все конструкционные материалы, которые применяются для изготовления
парогенераторов прошли опыт эксплуатации на АЭС с ВВЭР-1000 и АЭС с ВВЭР-
440.
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 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 на полу герметичной 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 опорожнения емкостей САОЗ образует контур
естественной циркуляции: активная зона - клапан разуплотнения над активной
зоной - бассейн перегрузки - клапан разуплотнения под активной зоной -
активная зона. 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 (JMA) 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 нетеряемый источник охлаждающей воды и надежное
электроснабжение от блочных дизельгенераторов.
Технико-экономические показатели
Существенное повышение экономической эффективности данной разработки
осуществляется, как за счет значительного снижения удельных показателей по
строительным работам, металлоемкости элементов и оборудования, повышения
эффективности использования ядерного топлива и увеличения проектного срока
эксплуатации АЭС, так и за счет применения технических решений и научных
исследований для реконструкции действующих АЭС с ВВЭР-1000 и ВВЭР-440.
Факторы, непосредственно влияющие на экономическую эффективность:
- снижение (в 1.5-2 раза) удельных показателей на строительные работы,
прямо влияющих на капитальные затраты при сооружении АЭС.
- Сокращение (примерно в 2 раза) численности эксплуатационного персонала;
- Увеличение (примерно на 20-25%) эффективности использования ядерного
топлива;
- Увеличение проектного срока службы АЭС до 50 лет.
Факторы косвенно влияющие на экономическую эффективность:
-Более высокий уровень безопасности ( снижение вероятности аварий на 2
порядка по сравнению с действующими АЭС);
- Снижение влияния АЭС на экологическую обстановку;
- Сокращение общего годового количества радиоактивных отходов за счет
применения соответствующих технологий для переработки твердых, жидких и
газообразных продуктов.
Технико-экономические показатели АЭС с ВВЭР-640 были проанализированы в
рамках выполнения работы “Совместное Параллельное Исследование Альтернатив
Развития Ядерной Энергетики для России (JPNAS)”. По заказу Министерства
энергетики США и Минатома России специалистами Брукхэвенской Национальной
Лаборатории (DNL) с привлечением других организаций выпущен отчет, который
показал, что технико-экономические показатели данной АЭС соответствуют
современным международным требованиям.
Таблица сравнения экономических показателей
АЭС России и США
|Удельная | | | | | |
|себестоимост|3,9 /66,1 |2,8 /63,6 |2,6 /65,0 |1,84 /57,0|2,27 /61,5|
|ь: | | | | | |
|Капитальная | | | | | |
|составляющая| | | | | |
|, | | | | | |
|цент/кВт.ч /| | | | | |
|проценты | | | | | |
|Топливная |0,6 / 10,2 |0,5 / 11,4 |0,5 / 12,5 |0,72 / |0,72 / |
|составляющая| | | |22,3 |19,5 |
| | | | | | |
|цент/кВт.ч /| | | | | |
|проценты | | | | | |
|Расходы на |1,3 /22,0 |1,0 /22,7 |0,8 /20,0 |0,47 /14,6|0,49 /13,3|
|эксплуатацию| | | | | |
|и | | | | | |
|техническое | | | | | |
|обслуживание| | | | | |
|цент/кВт.ч /| | | | | |
|проценты | | | | | |
|Снятие с |0,1 / 1,7 |0,1 / 2,2 |0,1 / 2,5 |0,06 / 1,8|0,07 / 1,9|
|эксплуатации| | | | | |
| | | | | | |
|цент/кВт.ч /| | | | | |
|проценты | | | | | |
|Прочие |- |- |- |0,14 / 4,3|0,14 / 3,8|
|бюджетные | | | | | |
|затраты | | | | | |
|цент/кВт.ч /| | | | | |
|проценты | | | | | |
|Электрическая мощность(блока) кВт |440000 |
|Количество циркуляционных петель |4 |
|Давление в реакторе, (кгс/см) | |
| Номинальное рабочее |125 |
| Максимально допустимое (расчетное) |140 |
|Средняя температура теплоносителя на | |
| выходе из реактора (С) |297 2 |
| подогрев в реакторе, С |27 2 |
|Скорость перемещения управляющей кассеты | |
|см/с | |
| Рабочая |2 |
| Аварийная |20-30 |
|Число петель |6 |
|Расход теплоносителя через реактор, см/ч |45000 |
|Масса реактора, т, не более | |
| Сухого |573 |
| С водой |683 |
|Масса загруженного топлива по |42 |
|металлическому урану, т | |
Корпус реактора
Корпус реактора представляет собой цилиндрический сосуд с эллиптическим
днищем и состоит из цельнокованых точеных цилиндрических обечаек, сваренных
между собой кольцевыми швами. Верхняя часть корпуса выполнена из двух
обечаек, каждая из которой имеет 6 патрубков диаметром 500 мм: нижний ряд
патрубков предназначен для входа теплоносителя, верхний – для выхода
теплоносителя. На торце фланца имеет 60 резьбовых отверстий и две
уплотнительные поверхности с кольцевыми канавками под установку уплотняющих
прокладок.
Корпус изготавливается из высокопрочной теплостойкой легированной
стали. Внутренняя поверхность корпуса и уплотнительные поверхности на
фланце имеют антикоррозионную наплавку.
Внутрикорпусные устройства предназначены для компановки активной зоны
реактора и системы внутриреакторного контроля, а также для распределения
потока теплоносителя через активную зону.
Конструкция внутрикорпусных устройств и их крепление между собой и к
корпусу реактора позволяют производить извлечение всех узлов из корпуса для
их периодичного осмотра во время перегрузок топлива.
Материал внутрикорпусных устройств – нержавеющая сталь.
Шахта
Шахта представляет собой вертикальный цилиндр и устанавливается своим
верхним фланцем на кольцевой бурт в горловине корпуса реактора. Верхняя
часть шахты перфорирована большим количеством отверстий для выравнивания
скорости теплоносителя перед выходными патрубками корпуса реактора.
Днище шахты состоит из 2-х решеток: верхней и нижней дистанционирующей,
связанных между собой обечайкой и 37-ю обсадными трубами.
Корзина состоит из днища и приваренной к нему обечайки. В корзине
размещается активная зона.
Днище корзины является опорной плитой рабочих кассет, в нем имеется 312
гнезд для их установки и 37 шестигранных отверстий для прохода управляющих
кассет.
Блок защитных труб
Блок защитных труб предназначен для фиксации головок рабочих кассет,
для удержания их от всплытия во всех условиях эксплуатации реактора,
включая возможные аварийные ситуации, для защиты управляющих кассет и штанг
механизмов СУЗ от воздействия потоков теплоносителя.
Между шахтой и корпусом реактора на уровне активной зоны расположен
экран, закрепленный на шахте. Вместе с обечайками шахты и корзиной он
составляет железовидную защиту корпуса реактора от излучения и служит также
для выравнивания нагрева стенки корпуса реактора около активной зоны.
Верхний блок
Верхний блок предназначен для уплотнения (герметизации) корпуса
реактора, размещения приводов СУЗ и выводов датчиков внутриреакторного
контроля. Верхний блок состоит из сферической крышки с патрубками, чехлов
СУЗ, металлоконструкции, систем автономного охлаждения приводов и
воздухоудоления, теплоизоляции и площадки для обслуживания.
Сферическая крышка выполнена из высокопрочной стали и внутренняя
поверхность ее покрыта антикоррозионной наплавкой. К крышке привариваются
патрубки для размещения в них приводов, каналов контроля температуры и
нейтронного потока.
На фланце крышки верхнего блока приварен торовый компенсатор,
предназначенных для компенсации разности температурных перемещений корпуса
и крышки верхнего блока.
Крепление верхнего блока к корпусу реактора осуществляется с помощью 60
шпилек и гаек через нажимное кольцо, а уплотнение поверхности главного
разъема осуществляется металлическими кольцевыми прокладками.
