Лекция 2 Типы реакторов Типы ядерных реакторов

Лекция 2 Типы реакторов

Типы ядерных реакторов, находящихся в эксплуатации и строительстве 4

5 Итоги «атомного ренессанса» за период с 2004 по 2009 год (данные МАГАТЭ, 12. 2009 г. ) Начало строительства Страна Кол-во энергоблоков / из них LWR Установленная мощность, МВт(э) / из них LWR Китай 21 / 21 20890 / 20890 Южная Корея 5/5 5180 / 5180 Россия 5/4 2984 / 2234 Япония 2/2 2191 / 2191 Финляндия 1/1 1600 / 1600 Франция 1/1 1600 / 1600 Индия 1/0 470 / 0 Пакистан 1/1 300 / 300 Итого 37 / 35 35215 / 34165

6 ВВЭРы: водо-водяные энергетические реакторы Технические характеристики реакторов ВВЭР 1 ВВЭР 440 ВВЭР 640 ВВЭР 1000 ВВЭР 1200 ВВЭР 1500 Тепловая мощность, МВт (тепл, ) 760 1375 1800 3000 3200 4250 Электрическая мощность, МВт (эл, ) 210 440 640 1000 1175 1500 Количество тепловыделяющих сборок (ТВС) в активной зоне, шт. 312 349 163 163 241 Высота топливного столба в ТВС, мм 2500 2420 3530 3730 4200 Загрузка двуокиси урана в активную зону, т 44, 3 45, 1 68, 64 80, 0 87, 042 138, 0 Обогащение топлива подпитки по урану-235, % 2, 0 3, 6 4, 4 3, 97÷ 4, 95 3, 9÷ 4, 9 Средняя глубина выгорания топлива, МВт·сут. /т U 13 000 28 600 45 41 000 55 800 45 000 ÷ 60 000 Средняя линейная тепловая нагрузка твэл, Вт/см 108 125 100, 2 167 169 137

7 ВВЭРы: водо-водяные энергетические реакторы Технические характеристики реакторов (продолжение) ВВЭР 1 ВВЭР 440 ВВЭР 640 ВВЭР 1000 ВВЭР 1200 ВВЭР 1500 9, 8 12, 3 15, 7 16, 2 15, 7 250 270 300 294, 3 322, 7 290 320 298 329 298 330 Расход теплоносителя через реактор, м 3/час 34 800 41 000 53 480 84 800 86 000 108 000 Количество органов регулирования, шт. 37 37 121 61 до 121 118 Шаг расположения ТВС, мм 147 236 236 Наружный диаметр твэла, мм 10, 2 9, 1 9, 1 Внутренний диаметр корпуса реактора, м 3, 60 3, 84 4, 14 4, 25 4, 96 Высота корпуса реактора, м 11, 14 11, 65 10, 88 11, 185 12, 50 Давление теплоносителя в I контуре, МПа Температура теплоносителя, °С –на входе в активную зону –на выходе из активной зоны

8 ВВЭРы: водо-водяные энергетические реакторы Обеспечение современного уровня безопасности, учет внешних воздействий АЭС с ВВЭР-1000 Использование систем безопасности для преодоления проектных аварий АЭС-2006 (ВВЭР-1200) Применение пассивных средств в системах безопасности – воздушный СПОТ. Применение средств управления запроектными авариями – вторая оболочка, ловушка расплава

Безопасность атомных станций с ВВЭР Проектно-технические решения Первые блоки АЭС с ВВЭР Малые течи теплоносителя. Герметичные помещения на избыточное давление 1 кг/см 2. Ново-Воронежская АЭС: 1 и 2 блоки. АЭС «Райнсберг» в ГДР Первое поколение АЭС с ВВЭР-440 Разрыв трубы до 100 мм. Герметичные помещения на избыточное давление 1 кг/см 2. Ограниченный выброс избыточной среды при большом давлении. Нововоронежская АЭС, 3 -4 блоки Кольская АЭС, 1 -2 блоки Армянская АЭС, 1 -2 блока АЭС «Норд» (ГДР), 1 -4 блоки АЭС «Козлодуй» (Болгария), 1 -4 блоки АЭС Богунице (Чехословакия), 1 -2 блоки АЭС с ВВЭР-1000 Защитная оболочка. Разрыв трубы до 850 мм. Нововоронежская АЭС, 5 блок Южно-Украинская АЭС, 1 -3 блоки Калининская АЭС, 1 -3 блоки Запорожская АЭС, 1 -6 блоки Балаковская АЭС, 1 -4 блоки Ровенская АЭС, 3 -4 блоки Хмельницкая АЭС, 1 -2 блоки Ростовская АЭС, 1 блок АЭС «Козлодуй» Болгария, 5 -6 блоки АЭС «Темелин» , Чехия, 1 -2 блоки АЭС «Тянь-Вань» , Китай, 1 -2 блоки АЭС- 2006 Двойная защитная оболочка. Пассивный теплоотвод. Удержание расплавленной активной зоны. Ведется строительство ЛАЭС-2 и НВАЭС-2 9

10 Легководные технологии Компоновки реакторных установок EPR-1600 (AREVA), AP-1000 (W) и АЭС-2006 AP-1000 EPR-1600 АЭС-2006

11 ВВЭРы: водо-водяные энергетические реакторы Сравнительные характеристики АЭС с ВВЭР-1000, АЭС-2006 и АЭС-2010 В-320 АЭС-2006 АЭС-2010 (ВВЭР-ТОИ)* 60 месяцев 54 месяца 45 месяцев Срок коммерческой эксплуатации энергоблока 30 лет 60 лет Коэффициент готовности энергоблока 0, 78 -0. 85 0, 92 не менее 93 % (как целевой ориентир) Срок сооружения АЭС от первого бетона до включения в сеть (для серийного блока) Электрическая мощность 1000 1200 не менее 1300 МВт. брутто на клеммах генератора (в гарантийном режиме). Мощность тепловая (ном. ), МВт 3000 3200 3300 Базовый режим работы Должна быть обеспечена возможность первичного и вторичного регулирования частоты сети, а также суточного регулирования мощности Фрагмент весом 5. 7 т со скоростью до 100 км/ч Фрагмент весом 20 т, в качестве запроектного исходного события последствия падения самолета весом 400 т с оценкой вероятностей и возможных последствий такого события с предложениями по способам управления аварией. Маневренность Падение самолета Фрагмент весом 5. 7 т со скоростью до 100 км/ч

12 Легководные технологии Согласно рекомендациям НТС № 1 Минатома РФ, АЭС могут быть сгруппированы в три группы по единичной мощности энергоблоков: § федеральный уровень – АЭС большой мощности – 1000 МВт(э) и более; § региональный уровень - АЭС средней мощности – от 200 до 600 МВт(э); § локальные энергосистемы - АЭС малой мощности – ниже 50 -100 МВт(э).

13 ВВЭРы: водо-водяные энергетические реакторы Региональная атомная энергетика Использование опыта эксплуатации реакторов типа ВВЭР Использование освоенных технологий судовых блочных реакторов: опыт эксплуатации аналогов более 6000 реакторо-лет Гарантированная безопасность: использование разработок АСТ, прошедших экспертизу МАГАТЭ ВБЭР-600 (ОКБМ) Максимальное использование опыта проектирования АЭС-2006 ВВЭР-600 (ОКБ ГП) (АЭС-2006/2)

14 ВВЭРы: водо-водяные энергетические реакторы Двухпетлевой ВВЭР-1200

15 Легководные технологии Двухреакторная установка РИТМ-200, разработанная для ледокола, может использоваться в АС ММ мощностью 70 МВт (эл. ) как в стационарном, так и в транспортабельном (плавучем) исполнении. По сравнению с РУ КЛТ-40 С она обладает § улучшенными массо-габаритными показателями; § повышенной безопасностью; § значительно большей кампанией. Увеличенный энергозапас активной зоны позволит выполнять работы по перегрузке ядерного топлива только на специализированном предприятии во время ремонта плавучего энергоблока.

16 ВВЭРы: водо-водяные энергетические реакторы Супер-ВВЭР – реактор ближайшей перспективы Цели проекта: • Создание реактора, адаптируемого к требованиям ЯЭС с замкнутым топливным циклом в рамках концепции устойчивого развития; • Максимальное использование освоенных технологий на основе легководного теплоносителя; • Обеспечение приемлемости и экономической эффективости в различных регионах и энергосистемах и на различных «рыночных пространствах» ; • Индустриальное производство на основе использования передового мирового опыта и перспектив развития обеспечивающих технологий. • Строительство АЭС по «блочному» принципу.

17 ВВЭРы: водо-водяные энергетические реакторы Инновационный Супер-ВВЭР • Дальнейшее развитие корпусных водоохлаждаемых реакторов неминуемо предполагает переход: § на замкнутый топливный цикл; § активную зону с тесной решеткой твэлов, охлаждаемых водой сверхкритических параметров или паром; § к быстрому спектру нейтронов с самообеспечением топливом (КВ~1). • Развитие этого достаточно самостоятельного направления реакторостроения требует целенаправленного и значительного объема НИОКР и должно быть увязано с работами, которые будут проводиться в рамках новой технологической платформы, ФЦП "ЯЭНП" и программы международного сотрудничества «Генерация 4» , одновременно с решением задачи замыкания ядерного топливного цикла, которое в настоящее время предусматривает строительство завода по регенерации ОЯТ и малой серии реакторов БН.

18 ВВЭРы: водо-водяные энергетические реакторы Двухконтурный инновационный Супер -ВВЭР на быстрых нейтронах, охлаждаемый паро-водяной смесью (ПВЭР) Параметр ПВЭР Организация-разработчик РНЦ КИ Мощность тепл. /Эл, МВт 1750/650 КПД АЭС, % 37, 1 Компоновка, кол-во контуров Петлевая 2 контур Давление на входе/выходе реактора, МПа 16. 3/16. 0 Температура на входе/выходе реактора, °С 347/368 Высота/диаметр активной зоны (+экраны), м 1. 5(+0. 5)/ 3(+0. 2) Размеры корпуса высота/диаметр, м 4. 25/10. 9 Стадия разработки проекта РУ Концепт. проект Срок, требуемый для завершения НИОКР и выпуска технического проекта РУ, лет * 10