Усовершенствованная реакторная установка ВВЭР-1000 (В-392У) для энергоблоков №3 и 4 Хмельницкой АЭС

г.Киев 16 июня 2011г

НТС ГП НАЭК «ЭНЕРГОАТОМ»

Докладчик Никитенко М.П.

2

РУ В-392 прототип РУ для РУ Хмельницкой АЭС 3 и 4 блок

• Проект РУ В-392 – базовый проект для РУ ВВЭР поколений 3 и 3+.• Концептуально ориентирован на дублирование пассивными

системами функций безопасности, выполняемых активными системами.

• Разрабатывался с акцентом на повышение безопасности, как реакция на требования новых редакций нормативных документов, в которые были внесены требования по преодолению ЗПА.

• Модификация проекта РУ В-392 реализуется на АЭС «Куданкулам» в Индии (РУ В-412), АЭС-2006 (РУ В-392М, В-491), планируется для сооружения на АЭС «Белене» (РУ В-466Б).

• Основное оборудование проекта реализовано на АЭС

«Тяньвань» в Китае (РУ В-428).

Экспертиза проекта АЭС-92 с РУ В-392

В связи с вступлением эксплуатирующей организации РЭА в клуб европейских эксплуатирующих организаций (EUR) была организована работа европейских экспертов по анализу соответствия проекта АЭС-92 требованиям EUR.

Проект АЭС-92 с РУ В-392 успешно прошел все этапы анализа на соответствие проекта АЭС-92 требованиям EUR и получен соответствующий сертификат.

•На базе проекта РУ В-392 разработан проект РУ В-392Б на сооружение энергоблока №5 Балаковской АЭС.

•В сентябре 2006 Ростехнадзор выдал лицензию на сооружение энергоблока №5 Балаковской АЭС.

Основное оборудование реакторной установки ВВЭР В-392У

5

Емкость САОЗ

Компенсатор давления

Трубопроводы САОЗ

Барботер

Реактор

Парогенератор

ГЦНА

ГЦТ

Емкость СБВБ

Основные технические характеристики РУ В- 392 в сравнении с РУ В-320 и В-392М

6

Параметр Значение

В-320 В-392 В-392У В-392М

Установленная номинальная мощность энергоблока, МВт 1000 1000 1000 1200

Номинальная тепловая мощность реактора, МВт 3000 3000 3000 3200

Давление теплоносителя первого контура, МПа 15,7 15,7 15,7 16,2

Давление пара в парогенераторах, МПа 6,27 6,27 6,27 7,0

Температура теплоносителя на входе в реактор при работе на номинальной мощности, С

290 291 291 298,6

Температура теплоносителя на выходе из реактора в циркуляционные петли при работе на номинальной мощности, С

320 321 321 329,7

7

Основное оборудование РУУсовершенствованный реактор

В конструкции реактора для Хмельницкой АЭС учитываются улучшения, использованные для проекта РУ ВВЭР-1000, а также применяются новые решения для увеличения проектного срока службы корпуса реактора до 60 лет:

новая программа образцов-свидетелей (размещение облучаемых ОС непосредственно на стенке КР);

ограничение содержания никеля в сварных швах;

ограничение вредных примесей в основном металле и сварных швах;

использование отработанной технологии изготовления;

Аналогичные решения реализованы в реакторе

АЭС-2006, , а также на сооружаемых и ряде действующих АЭС с ВВЭР-1000.

8

Основное оборудование РУ Усовершенствованный реактор

Корпус реактораКорпус реактора

ПараметрПараметр ЗначениеЗначение

ВВ-320-320 ВВ-392-392 В-392УВ-392У В-392МВ-392М

Длина , ммДлина , мм 1108088585 1118511185 1118511185 1118511185

Диаметр Диаметр внутреннийвнутренний

, мм, мм

41415050 41504150 41954195 42504250

Толщина Толщина стенки в стенки в районерайоне

активной активной зоны, ммзоны, мм

192,5192,5 192,5192,5 195195 197,5197,5

Масса, тМасса, т 332020 320320 322322 323323

Усовершенствования корпуса В-392У Усовершенствования корпуса В-392У по отношению к В-320:по отношению к В-320:

1. Применение усовершенствованной стали.1. Применение усовершенствованной стали.

2. Размещение образцов-свидетелей на 2. Размещение образцов-свидетелей на стенке корпуса реактора.стенке корпуса реактора.

3. Корпус удлинен на 300 мм.3. Корпус удлинен на 300 мм.

4. Оптимизировано расположение сварных 4. Оптимизировано расположение сварных швов в районе активной зоны.швов в районе активной зоны.

5. Диаметр корпуса в районе активной зоны 5. Диаметр корпуса в районе активной зоны увеличен на 45 мм.увеличен на 45 мм.

Аналогичные решения реализованы в Аналогичные решения реализованы в корпусе реактора АЭС-2006, а также корпусе реактора АЭС-2006, а также на на сооружаемых и рядесооружаемых и ряде действующих АЭС с действующих АЭС с ВВЭР-1000.ВВЭР-1000.

9

Основное оборудование РУ Корпус реактораКорпус реактора

10

Крышка реактора - масса 95 т.

Крышка реактораКрышка реактора

Усовершенствования крышки Усовершенствования крышки В-392У по отношению к В-В-392У по отношению к В-320:320:1.Количество патрубок СУЗ-1.Количество патрубок СУЗ-121шт121шт2.Количество патрубков СВРД-2.Количество патрубков СВРД-18шт, расположенных на 18шт, расположенных на периферии.периферии. Аналогичные решения Аналогичные решения реализованыреализованы в крышке реактора АЭС-2006, а в крышке реактора АЭС-2006, а также на сооружаемых и ряде также на сооружаемых и ряде действующих АЭС с ВВЭР-1000.действующих АЭС с ВВЭР-1000.

Основное оборудование РУ

11

Шахта внутрикорпусная - масса 76т

Основное оборудование РУ Шахта внутрикорпуснаяШахта внутрикорпусная

Усовершенствования шахты Усовершенствования шахты внутрикорпусной внутрикорпусной

В-392У по отношению к В-320:В-392У по отношению к В-320:1. Применение прижимных устройств вместо . Применение прижимных устройств вместо секторных труб для закрепления ВКУ.секторных труб для закрепления ВКУ.2. Применение съемных компенсационных 2. Применение съемных компенсационных пластин для регулировки зазора в районе пластин для регулировки зазора в районе разделительного бурта.разделительного бурта.3. Регулируемые по высоте опорные стаканы под 3. Регулируемые по высоте опорные стаканы под ТВС.ТВС.4. Выступающие упоры в центральной части 4. Выступающие упоры в центральной части днища для прохода теплоносителя в активную днища для прохода теплоносителя в активную зону в ситуации разрушения шахты по полному зону в ситуации разрушения шахты по полному поперечному сечению.поперечному сечению.Аналогичные решения реализованы в шахте Аналогичные решения реализованы в шахте внутрикорпусной реактора АЭС-2006, а внутрикорпусной реактора АЭС-2006, а также на сооружаемых и ряде также на сооружаемых и ряде действующих АЭС с ВВЭР-1000.действующих АЭС с ВВЭР-1000.

12

Блок защитных труб - масса 70т

Основное оборудование РУ Блок защитных трубБлок защитных труб

УсовершенствованияУсовершенствования блока блока защитных труб В-392У по отношению к защитных труб В-392У по отношению к

В-320: В-320:1.1.Выполнена фиксация БЗТ относительно Выполнена фиксация БЗТ относительно выгородки при разрыве шахты выгородки при разрыве шахты внутрикорпусной полным сечением.внутрикорпусной полным сечением.2.2.Применение для внутриреакторного Применение для внутриреакторного контроля только СВРДконтроля только СВРД одинаковой длины.одинаковой длины.Аналогичные решения реализованы в Аналогичные решения реализованы в блоке защитных труб реактора АЭС-блоке защитных труб реактора АЭС-2006, а также на сооружаемых и ряде 2006, а также на сооружаемых и ряде действующих АЭС с ВВЭР-1000.действующих АЭС с ВВЭР-1000.

13

Выгородка - масса 37т

Основное оборудование РУ ВыгородкаВыгородка

Усовершенствования Усовершенствования выгородкивыгородки В-392У по отношению к В-320:В-392У по отношению к В-320:1.1.Установлены шесть упоров для Установлены шесть упоров для удержания БЗТ от бокового смещения удержания БЗТ от бокового смещения относительно выгородки и обеспечения относительно выгородки и обеспечения возможности падения органов возможности падения органов регулирования в случае обрыва шахты.регулирования в случае обрыва шахты.2.2.Оптимизированы сверления обечаек Оптимизированы сверления обечаек выгородки.выгородки. Аналогичные решения Аналогичные решения реализованы в выгородке реализованы в выгородке реактора АЭС-2006, а также на реактора АЭС-2006, а также на сооружаемых и ряде действующих сооружаемых и ряде действующих АЭС с ВВЭР-1000.АЭС с ВВЭР-1000.

14

Головка

Дистанционирующая решетка

Тепловыделяющие элементы

Хвостовик

Основное оборудование РУ Тепловыделяющая сборкаТепловыделяющая сборка

Отличия ТВС-2М (ТВС-1200):Отличия ТВС-2М (ТВС-1200):

1.1.Увеличение высоты топливного Увеличение высоты топливного столба столба 35303530 3680 мм (3730 для 3680 мм (3730 для

ТВС-1200)ТВС-1200) l≈l≈150мм 150мм (200мм) за счет:(200мм) за счет:

- укорочения головки ТВС- укорочения головки ТВС;;-укорочения хвостовика ТВС.укорочения хвостовика ТВС.

2. Увеличение загрузки топлива в 2. Увеличение загрузки топлива в твэле ТВС за счет увеличения твэле ТВС за счет увеличения длины топливного столба и длины топливного столба и изменения размеров топливной изменения размеров топливной таблетки:таблетки:

- по сравнению с ТВС-2 масса - по сравнению с ТВС-2 масса

топлива будет увеличена до топлива будет увеличена до 18%.18%.

Аналогичная ТВС используется Аналогичная ТВС используется в реакторе АЭС-2006, а также в реакторе АЭС-2006, а также на сооружаемых и ряде на сооружаемых и ряде действующих АЭС с ВВЭР-1000.действующих АЭС с ВВЭР-1000.

15

Основное оборудование РУ Привод СУЗПривод СУЗ

Привод СУЗ ШЭМ-3:Привод СУЗ ШЭМ-3:1.1.Срок службы – 30 лет.Срок службы – 30 лет.2.2.Пошаговая индикация положения. Пошаговая индикация положения. 3.3.Установлен один разъем на ДПШ.Установлен один разъем на ДПШ.Аналогичный привод СУЗ используется в Аналогичный привод СУЗ используется в реакторе реакторе АЭС-2006, а также на сооружаемых и ряде АЭС-2006, а также на сооружаемых и ряде действующих АЭС с ВВЭР-1000.действующих АЭС с ВВЭР-1000.

16

Основное оборудование РУ Сборки внутриреакторных детекторовСборки внутриреакторных детекторов

УсовершенствованияУсовершенствования внутриреакторного внутриреакторного контроля В-392У по отношению к В-320:контроля В-392У по отношению к В-320:1.1.Отказ от отдельного термоконтроляОтказ от отдельного термоконтроля2.2.Применение для контроля внутриреакторных Применение для контроля внутриреакторных параметров СВРД 3-х типов:параметров СВРД 3-х типов:-КНИТКНИТ-КНИТТКНИТТ-КНИТУКНИТУ3.Наличие термодатчиков с диапазоном измерения 3.Наличие термодатчиков с диапазоном измерения температуры до 1200температуры до 1200ооСС4.Наличие аварийного уровнемера4.Наличие аварийного уровнемераАналогичные СВРД используются вАналогичные СВРД используются вреакторе АЭС-2006, а также на реакторе АЭС-2006, а также на сооружаемых и рядесооружаемых и рядедействующих АЭС с действующих АЭС с ВВЭР-1000.ВВЭР-1000.

17

Основное оборудование РУ Главный циркуляционный трубопроводГлавный циркуляционный трубопровод

Усовершенствования Усовершенствования ГЦТ В-ГЦТ В-392У по отношению к В-320:392У по отношению к В-320:

1.1.Применение наплавок вместо Применение наплавок вместо защитных рубашек в патрубках и защитных рубашек в патрубках и отверстиях.отверстиях.2.2.Применение концепции ТПР.Применение концепции ТПР.

Аналогичные решения Аналогичные решения использованы использованы в ГЦТ РУ АЭС-2006, а также в ГЦТ РУ АЭС-2006, а также на сооружаемых и ряде на сооружаемых и ряде действующих АЭС с ВВЭР-1000.действующих АЭС с ВВЭР-1000.

18

Компенсатор давления - масса 218 т

ПараметрПараметр ЗначениеЗначение

Объём, мОбъём, м33 7979

Объём воды, мОбъём воды, м33 5555

Давление, МПаДавление, МПа 15,615,6

Температура, Температура, °C°C 345,2345,2

1.1. Модернизирована система регулирования давления в Модернизирована система регулирования давления в первом контуре путем ввода дополнительной линии первом контуре путем ввода дополнительной линии впрыска для реализации автоматического алгоритма «течь впрыска для реализации автоматического алгоритма «течь из 1 контура во второй».из 1 контура во второй».

2.2. Использование наплавок вместо рубашек в Использование наплавок вместо рубашек в патрубках и отверстияхпатрубках и отверстиях..

Аналогичный КД используется в РУ АЭС-Аналогичный КД используется в РУ АЭС-2006, а также на сооружаемых и ряде 2006, а также на сооружаемых и ряде действующих АЭС с ВВЭР-1000.действующих АЭС с ВВЭР-1000.

Основное оборудование РУ Компенсатор давленияКомпенсатор давления

19

Гидроемкость системы аварийного охлаждения зоны - масса 78 т

Основное оборудование РУ ГидроемкостьГидроемкость системы системы аварийного охлаждения зоны аварийного охлаждения зоны

УсовершенствованияУсовершенствования гидроемкости В- гидроемкости В-392 по отношению к В-320:392 по отношению к В-320:

1.Использование наплавок вместо рубашек в 1.Использование наплавок вместо рубашек в патрубках и отверстияхпатрубках и отверстиях

2.Большее количество точек контроля 2.Большее количество точек контроля теплофизических параметров в гидроемкоститеплофизических параметров в гидроемкости

Аналогичные гидроемкости Аналогичные гидроемкости используются в РУ АЭС-2006, а также на используются в РУ АЭС-2006, а также на сооружаемых и ряде действующих АЭС сооружаемых и ряде действующих АЭС с ВВЭР-1000.с ВВЭР-1000.

20

ПарогенераторПарогенераторОсновное оборудование РУ

ПараметрПараметр РУ В-320РУ В-320 РУ В-392РУ В-392 РУ В-392УРУ В-392У РУ В-392МРУ В-392М

ПарогенераторПарогенераторПГВ-ПГВ-

1000М1000М ПГВ-1000МПГВ-1000М ПГВ-1000МКПГВ-1000МК ПГВ-ПГВ-1000МКП1000МКП

Внутренний Внутренний диаметр корпуса диаметр корпуса парогенератора, парогенератора, мм

4,04,0 4,04,0 4,24,2 4,24,2

Длина Длина парогенератора, парогенератора, мм

13,8413,84 13,8413,84 13,8213,82 13,8213,82Аналогичные ПГ при более высоких параметрах 2 контура используются в РУ АЭС-2006

21

ПараметрПараметр ПГВ-1000МПГВ-1000М ПГВ-1000 ПГВ-1000 МК МК

ПГВ-1000 ПГВ-1000 МКПМКП

Расчетное давление по второму контуру, Расчетное давление по второму контуру, МПаМПа

7,847,84 8,18,1 8,18,1

Паропроизводительность, тПаропроизводительность, т//чч 14701470 14701470 16021602

Температура питательной водыТемпература питательной воды 220220 220220 225225

Давление пара на выходе из коллектора Давление пара на выходе из коллектора ПГ, МПаПГ, МПа

6,276,27 6,276,27 7,07,0

Поверхность теплообмена, мПоверхность теплообмена, м22 60366036 6104,96104,9 6104,96104,9

Объем воды по второму контуруОбъем воды по второму контуру 5252 6363 6363

Количество трубок, штКоличество трубок, шт 1097810978 1097810978 1097810978

Размер трубок, ммРазмер трубок, мм 1616 хх 1,51,5 1616 хх 1,51,5 1616 хх 1,51,5

Компоновка трубного пучкаКомпоновка трубного пучка шахматнаяшахматная коридорнаякоридорная коридорнаякоридорная

Внутренний диаметр корпуса Внутренний диаметр корпуса парогенератора, мпарогенератора, м

44 4,24,2 4,24,2

Расход непрерывной продувки, тРасход непрерывной продувки, т//чч 1515 2020 2020

ПарогенераторПарогенераторОсновное оборудование РУ

22

применение торсиона с пластинчатой муфтой вместо зубчатой муфты;

использование главного радиально-осевого подшипника с водяной смазкой;

в режиме стоянки теплоотвод от нижнего радиального подшипника осуществляется естественной циркуляцией;

сферическая форма сварно-штампованного корпуса;

двигатель имеет следующие преимущества:индивидуальная система смазки;пуск двигателя осуществляется в начале до 750 об/мин, а затем производится переход на номинальную скорость вращения 1000 об/мин.

Аналогичный ГЦНА используется в РУ АЭС-2006, а также на сооружаемых и ряде действующих АЭС

с ВВЭР-1000.

ГЦНАГЦНА--13911391Основное оборудование РУ

Система Быстрого Ввода Бора

1. Перевод активной зоны в подкритическое состояние в авариях типа ATWS.

2. Реализовано на АЭС Куданкулам, входит в состав РУ 5 блока Балаковской АЭС , АЭС Белене.

Количество каналов 4

Объем, м3 7,8

Концентрация Н3ВО3, г/кг 40

Время подключения, с 5

24

Применение трубопроводов большого диаметра (САОЗ и соединительный СКД) из нержавеющей стали позволяет существенно упростить технологию монтажа, а также проведение ремонтов во время эксплуатации.

Применение трубопроводов из нержавеющей стали позволяет уменьшить количество оборудования РУ, для которого может реализоваться механизм хрупкого разрушения.

Аналогичные трубопроводы используются в РУ АЭС-2006

Усовершенствования оборудования и трубопроводов, Усовершенствования оборудования и трубопроводов, направленные на улучшение монтажа и ремонтанаправленные на улучшение монтажа и ремонта

Основное оборудование РУ

Сейсмическая оценка РУ

1.Проект РУ В-320 был выполнен для сейсмических воздействий МРЗ 7 баллов.

2.Референтные РУ В-392 были разработаны с учетом следующих сейсмических воздействий:

-АЭС «Тяньвань» - МРЗ 0,20g (8 баллов)

-АЭС «Куданкулам» - МРЗ 0,15g (7 баллов)

-АЭС «Белене» - МРЗ 0,24g (8 баллов)

-АЭС «Бушер» - МРЗ 0,40g (9 баллов)

Уровень сейсмических нагрузок на отметках закрепления оборудования определяется с учетом грунтовых условий конкретных площадок.

Сейсмическая оценка РУ. Спектры отклика

fГ ц_ _

A м . c _ _ _

- 2

Р и с у н о к - О п о р ы р е а к т о р а ( г о р и з о н т а л ь н о е н а п р а в л е н и е )

0 1 0 2 0 3 0 4 00

5

1 0

1 5

2 0

2 5

3 0

3 5

4 0

Б у ш е р

Б е л е н е

Т я н ь в а н ь

К у д а н к у л а м

Расчетные горизонтальные спектры отклика на опорах реактора

fГ ц_ _

A м . c _ _ _

- 2

Р и с у н о к - О п о р ы р е а к т о р а ( в е р т и к а л ь н о е н а п р а в л е н и е )

0 1 0 2 0 3 0 4 00

5

1 0

1 5

2 0

2 5

3 0

3 5

Б у ш е р

Б е л е н е

Т я н ь в а н ь

К у д а н к у л а м

Расчетные вертикальные спектры отклика на опорах реактора

Опыт разработчика РУ1.Более чем 50-ти летний опыт проектирования РУ с ВВЭР.2.Опыт разработки в течение последних 15 лет проектов РУ для АЭС «Тяньвань», АЭС «Бушер», АЭС «Куданкулам», Балаковской АЭС блок 5, АЭС «Белене», АЭС- 2006.3.Квалифицированный инженерно-технический персонал, аттестованный для работы в атомной энергетике.4.Современные аттестованные расчетные коды и 3-D технологии для конструирования.5.Сертифицированная система качества по ISO 9001.6.Наличие лицензий регулирующих органов на право ведения работ в области атомной энергетики.7.Использование для обоснования проектных и конструкторских решений численного и экспериментального моделирования.8.Учет опыта эксплуатации АЭС.9.Использования при проектировании опыта международного сотрудничества ОКБ «Гидропресс».10.Опыт продления, модернизации действующих АЭС.11.Налаженные связи с партнерами по разработке проектов РУ.

НИР И ОКРОсновные технические решения РУ В-392

обоснованы выполненными НИР и ОКР, которые прошли всестороннюю проверку, в том числе международных надзорных органов.

Выполненные НИР и ОКР являются основой для расчетно-экспериментального обоснования проекта РУ В-392У.

Совершенствование проектов по урокам Фукусимы

В России в связи с аварией на АЭС «Фукусима» принято решение разработать и реализовать на необходимые мероприятия по повышению безопасности действующих и проектируемых энергоблоков АЭС.

Цель – переоценка пределов безопасности АЭС, оценка надежности глубокоэшелонированной защиты, мер по управлению ЗПА и нахождение возможности улучшения безопасности как в технической, так и организационной частях.

Предварительные анализы показывают, что энергоблоки с РУ ВВЭР-1000 на которых применяются пассивные системы безопасности, обладают значительными запасами устойчивости к полному обесточиванию АЭС, отказу по общей причине.

Результаты выполненных работ будут учтены при

разработке проекта РУ В-392У.

Заключение

1. Проект РУ В-392У основан на базе референтной РУ В-392, которая успешно прошла все этапы анализа на соответствие требованиям EUR.

2. Проект РУ В-392У разрабатывается на основе эволюционных подходов и референтных технических решений по оборудованию и системам.

3. Проект РУ В-392У отвечает современным требования и подходам, предъявляемым к РУ, сооружаемым в мире в настоящее время.

31

Благодарю за внимание !