Х3/X4 - РУ

2,928 views

Published on

Published in: Investor Relations
0 Comments
0 Likes
Statistics
Notes
  • Be the first to comment

  • Be the first to like this

No Downloads
Views
Total views
2,928
On SlideShare
0
From Embeds
0
Number of Embeds
198
Actions
Shares
0
Downloads
61
Comments
0
Likes
0
Embeds 0
No embeds

No notes for slide

Х3/X4 - РУ

  1. 1. 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. 2. РУ В-392 прототип РУ для РУ Хмельницкой АЭС 3 и 4 блок <ul><li>Проект РУ В-392 – базовый проект для РУ ВВЭР поколений 3 и 3+. </li></ul><ul><li>Концептуально ориентирован на дублирование пассивными системами функций безопасности, выполняемых активными системами . </li></ul><ul><li>Разрабатывался с акцентом на повышение безопасности, как реакция на требования новых редакций нормативных документов, в которые были внесены требования по преодолению ЗПА . </li></ul><ul><li>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). </li></ul><ul><li>Основное оборудование проекта реализовано на АЭС </li></ul><ul><li>«Тяньвань» в Китае (РУ В-428). </li></ul>
  3. 3. Экспертиза проекта АЭС-92 с РУ В-392 <ul><li>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 . </li></ul><ul><li>Проект АЭС-92 с РУ В-392 успешно прошел все этапы анализа на соответствие проекта АЭС-92 требованиям EUR и получен соответствующий сертификат. </li></ul>
  4. 4. <ul><li>На базе проекта РУ В-392 разработан проект РУ В-392Б на сооружение энергоблока №5 Балаковской АЭС. </li></ul><ul><li>В сентябре 2006 Ростехнадзор выдал лицензию на сооружение энергоблока №5 Балаковской АЭС. </li></ul>
  5. 5. Основное оборудование реакторной установки ВВЭР В-392У Емкость САОЗ Компенсатор давления Трубопроводы САОЗ Барботер Реактор Парогенератор ГЦНА ГЦТ Емкость СБВБ
  6. 6. Основные технические характеристики РУ В- 392 в сравнении с РУ В-320 и В-392М 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 29 1 291 298,6 Температура теплоносителя на выходе из реактора в циркуляционные петли при работе на номинальной мощности,  С 320 32 1 321 329,7
  7. 7. Основное оборудование РУ Усовершенствованный 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: <ul><li>новая программа образцов-свидетелей (размещение облучаемых ОС непосредственно на стенке КР); </li></ul><ul><li>ограничение содержания никеля в сварных швах; </li></ul><ul><li>ограничение вредных примесей в основном металле и сварных швах; </li></ul><ul><li>использование отработанной технологии изготовления ; </li></ul><ul><li>Аналогичные решения реализованы в реакторе </li></ul><ul><li>АЭС-2006 , а также на сооружаемых и ряде действующих АЭС с ВВЭР-1000. </li></ul>
  8. 8. Основное оборудование РУ Усовершенствованный реактор Корпус реактора Параметр Значение В -320 В -392 В-392У В-392М Длина , мм 1 08 85 11185 11185 11185 Диаметр внутренний, мм 41 50 4150 4195 4250 Толщина стенки в районе активной зоны, мм 192,5 192,5 195 197,5 Масса, т 3 20 320 322 323
  9. 9. <ul><li>Усовершенствования корпуса В-392У по отношению к В-320: </li></ul><ul><li>1. Применение усовершенствованной стали. </li></ul><ul><li>2. Размещение образцов-свидетелей на стенке корпуса реактора. </li></ul><ul><li>3. Корпус удлинен на 300 мм. </li></ul><ul><li>4. Оптимизировано расположение сварных швов в районе активной зоны. </li></ul><ul><li>5. Диаметр корпуса в районе активной зоны увеличен на 45 мм. </li></ul><ul><li>Аналогичные решения реализованы в корпусе реактора АЭС-2006, а также на сооружаемых и ряде действующих АЭС с ВВЭР-1000. </li></ul>Основное оборудование РУ Корпус реактора
  10. 10. <ul><li>Крышка реактора - масса 95 т. </li></ul>Крышка реактора Усовершенствования крышки В-392У по отношению к В-320: 1.Количество патрубок СУЗ-121шт 2.Количество патрубков СВРД-18шт, расположенных на периферии. Аналогичные решения реализованы в крышке реактора АЭС-2006, а также на сооружаемых и ряде действующих АЭС с ВВЭР-1000. Основное оборудование РУ
  11. 11. Шахта внутрикорпусная - масса 76т Основное оборудование РУ Шахта внутрикорпусная Усовершенствования шахты внутрикорпусной В-392У по отношению к В-320: 1 . Применение прижимных устройств вместо секторных труб для закрепления ВКУ. 2. Применение съемных компенсационных пластин для регулировки зазора в районе разделительного бурта. 3. Регулируемые по высоте опорные стаканы под ТВС. 4. Выступающие упоры в центральной части днища для прохода теплоносителя в активную зону в ситуации разрушения шахты по полному поперечному сечению. Аналогичные решения реализованы в шахте внутрикорпусной реактора АЭС-2006, а также на сооружаемых и ряде действующих АЭС с ВВЭР-1000.
  12. 12. Блок защитных труб - масса 70т Основное оборудование РУ Блок защитных труб <ul><li>Усовершенствования блока защитных труб В-392У по отношению к В-320: </li></ul><ul><li>Выполнена фиксация БЗТ относительно выгородки при разрыве шахты внутрикорпусной полным сечением. </li></ul><ul><li>Применение для внутриреакторного контроля только СВРД одинаковой длины. </li></ul><ul><li>Аналогичные решения реализованы в блоке защитных труб реактора АЭС-2006, а также на сооружаемых и ряде действующих АЭС с ВВЭР-1000. </li></ul>
  13. 13. Выгородка - масса 37т Основное оборудование РУ Выгородка <ul><li>Усовершенствования выгородки В-392У по отношению к В-320: </li></ul><ul><li>Установлены шесть упоров для удержания БЗТ от бокового смещения относительно выгородки и обеспечения возможности падения органов регулирования в случае обрыва шахты. </li></ul><ul><li>Оптимизированы сверления обечаек выгородки. </li></ul><ul><li>Аналогичные решения реализованы в выгородке реактора АЭС-2006, а также на сооружаемых и ряде действующих АЭС с ВВЭР-1000. </li></ul>
  14. 14. Головка Дистанционирующая решетка Тепловыделяющие элементы Хвостовик Основное оборудование РУ Тепловыделяющая сборка <ul><li>Отличия ТВС-2М (ТВС-1200): </li></ul><ul><li>Увеличение высоты топливного столба 3530  3680 мм (3730 для ТВС-1200)  l≈ 150мм (200мм) за счет: </li></ul><ul><ul><ul><li>- укорочения головки ТВС ; </li></ul></ul></ul><ul><ul><ul><li>укорочения хвостовика ТВС. </li></ul></ul></ul><ul><li>2. Увеличение загрузки топлива в твэле ТВС за счет увеличения длины топливного столба и изменения размеров топливной таблетки: </li></ul><ul><ul><ul><li>- по сравнению с ТВС-2 масса </li></ul></ul></ul><ul><ul><ul><li>топлива будет увеличена до 18%. </li></ul></ul></ul><ul><li>Аналогичная ТВС используется в реакторе АЭС-2006, а также на сооружаемых и ряде действующих АЭС с ВВЭР-1000. </li></ul>
  15. 15. Основное оборудование РУ Привод СУЗ <ul><li>Привод СУЗ ШЭМ-3: </li></ul><ul><li>Срок службы – 30 лет. </li></ul><ul><li>Пошаговая индикация положения. </li></ul><ul><li>Установлен один разъем на ДПШ. </li></ul><ul><li>Аналогичный привод СУЗ используется в реакторе </li></ul><ul><li>АЭС-2006, а также на сооружаемых и ряде действующих АЭС с ВВЭР-1000. </li></ul>
  16. 16. Основное оборудование РУ Сборки внутриреакторных детекторов <ul><li>Усовершенствования внутриреакторного контроля В-392У по отношению к В-320: </li></ul><ul><li>Отказ от отдельного термоконтроля </li></ul><ul><li>Применение для контроля внутриреакторных параметров СВРД 3-х типов: </li></ul><ul><li>КНИТ </li></ul><ul><li>КНИТТ </li></ul><ul><li>КНИТУ </li></ul><ul><li>3.Наличие термодатчиков с диапазоном измерения температуры до 1200 о С </li></ul><ul><li>4.Наличие аварийного уровнемера </li></ul><ul><li>Аналогичные СВРД используются в </li></ul><ul><li>реакторе АЭС-2006, а также на </li></ul><ul><li>сооружаемых и ряде </li></ul><ul><li>действующих АЭС с </li></ul><ul><li>ВВЭР-1000. </li></ul>
  17. 17. Основное оборудование РУ Главный циркуляционный трубопровод <ul><li>Усовершенствования ГЦТ В-392У по отношению к В-320: </li></ul><ul><li>Применение наплавок вместо защитных рубашек в патрубках и отверстиях. </li></ul><ul><li>Применение концепции ТПР. </li></ul><ul><li>Аналогичные решения использованы </li></ul><ul><li>в ГЦТ РУ АЭС-2006, а также </li></ul><ul><li>на сооружаемых и ряде </li></ul><ul><li>действующих АЭС с ВВЭР-1000. </li></ul>
  18. 18. Компенсатор давления - масса 218 т <ul><li>Модернизирована система регулирования давления в первом контуре путем ввода дополнительной линии впрыска для реализации автоматического алгоритма «течь из 1 контура во второй». </li></ul><ul><li>Использование наплавок вместо рубашек в патрубках и отверстиях . </li></ul><ul><li>Аналогичный КД используется в РУ АЭС-2006, а также на сооружаемых и ряде действующих АЭС с ВВЭР-1000. </li></ul>Основное оборудование РУ Компенсатор давления Параметр Значение Объём, м 3 79 Объём воды, м 3 55 Давление, МПа 15,6 Температура, °C 345,2
  19. 19. Гидроемкость системы аварийного охлаждения зоны - масса 78 т Основное оборудование РУ Гидроемкость системы аварийного охлаждения зоны Усовершенствования гидроемкости В-392 по отношению к В-320: 1.Использование наплавок вместо рубашек в патрубках и отверстиях 2.Большее количество точек контроля теплофизических параметров в гидроемкости Аналогичные гидроемкости используются в РУ АЭС-2006, а также на сооружаемых и ряде действующих АЭС с ВВЭР-1000.
  20. 20. Парогенератор Основное оборудование РУ Аналогичные ПГ при более высоких параметрах 2 контура используются в РУ АЭС-2006 Параметр РУ В-320 РУ В-392 РУ В-392У РУ В-392М Парогенератор ПГВ-1000М ПГВ-1000М ПГВ-1000МК ПГВ-1000МКП Внутренний диаметр корпуса парогенератора, м 4,0 4,0 4,2 4,2 Длина парогенератора, м 13,84 13,84 13,82 13,82
  21. 21. Парогенератор Основное оборудование РУ Параметр ПГВ-1000М ПГВ-1000 МК ПГВ-1000 МКП Расчетное давление по второму контуру, МПа 7,84 8,1 8,1 Паропроизводительность, т / ч 1470 1470 1602 Температура питательной воды 220 220 225 Давление пара на выходе из коллектора ПГ, МПа 6,27 6,27 7,0 Поверхность теплообмена, м 2 6036 6104,9 6104,9 Объем воды по второму контуру 52 63 63 Количество трубок, шт 10978 10978 10978 Размер трубок, мм 16 х 1,5 16 х 1,5 16 х 1,5 Компоновка трубного пучка шахматная коридорная коридорная Внутренний диаметр корпуса парогенератора, м 4 4,2 4,2 Расход непрерывной продувки, т / ч 15 20 20
  22. 22. <ul><li>применение торсиона с пластинчатой муфтой вместо зубчатой муфты; </li></ul><ul><li>использование главного радиально-осевого подшипника с водяной смазкой; </li></ul><ul><li>в режиме стоянки теплоотвод от нижнего радиального подшипника осуществляется естественной циркуляцией; </li></ul><ul><li>сферическая форма сварно-штампованного корпуса; </li></ul><ul><li>двигатель имеет следующие преимущества: </li></ul><ul><ul><li>индивидуальная система смазки; </li></ul></ul><ul><ul><li>пуск двигателя осуществляется в начале до 7 50 об/мин, а затем производится переход на номинальную скорость вращения 1000 об/мин. </li></ul></ul><ul><li>Аналогичный ГЦНА используется в РУ АЭС-2006, а также на сооружаемых и ряде действующих АЭС </li></ul><ul><li>с ВВЭР-1000. </li></ul>ГЦНА - 1391 Основное оборудование РУ
  23. 23. Система Быстрого Ввода Бора <ul><li>Перевод активной зоны в подкритическое состояние в авариях типа ATWS . </li></ul><ul><li>Реализовано на АЭС Куданкулам, входит в состав РУ 5 блока Балаковской АЭС , АЭС Белене. </li></ul>Количество каналов 4 Объем, м 3 7,8 Концентрация Н 3 ВО 3 , г/кг 40 Время подключения , с 5
  24. 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, направленные на улучшение монтажа и ремонта Основное оборудование РУ
  25. 25. Сейсмическая оценка РУ <ul><li>1.Проект РУ В-320 был выполнен для сейсмических воздействий МРЗ 7 баллов . </li></ul><ul><li>2.Референтные РУ В-392 были разработаны с учетом следующих сейсмических воздействий: </li></ul><ul><li>-АЭС «Тяньвань» - МРЗ 0,20 g (8 баллов) </li></ul><ul><li>-АЭС «Куданкулам» - МРЗ 0,15 g (7 баллов) </li></ul><ul><li>-АЭС «Белене» - МРЗ 0,24 g (8 баллов) </li></ul><ul><li>-АЭС «Бушер» - МРЗ 0,40 g (9 баллов) </li></ul><ul><li>Уровень сейсмических нагрузок на отметках закрепления оборудования определяется с учетом грунтовых условий конкретных площадок . </li></ul>
  26. 26. Сейсмическая оценка РУ. Спектры отклика Расчетные горизонтальные спектры отклика на опорах реактора Расчетные вертикальные спектры отклика на опорах реактора
  27. 27. Опыт разработчика РУ <ul><li>1.Более чем 50-ти летний опыт проектирования РУ с ВВЭР. </li></ul><ul><li>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. </li></ul><ul><li>3.Квалифицированный инженерно-технический персонал, аттестованный для работы в атомной энергетике. </li></ul><ul><li>4.Современные аттестованные расчетные коды и 3- D технологии для конструирования. </li></ul><ul><li>5.Сертифицированная система качества по ISO 9001. </li></ul><ul><li>6.Наличие лицензий регулирующих органов на право ведения работ в области атомной энергетики. </li></ul><ul><li>7.Использование для обоснования проектных и конструкторских решений численного и экспериментального моделирования. </li></ul><ul><li>8.Учет опыта эксплуатации АЭС. </li></ul><ul><li>9.Использования при проектировании опыта международного сотрудничества ОКБ «Гидропресс». </li></ul><ul><li>10.Опыт продления, модернизации действующих АЭС. </li></ul><ul><li>11.Налаженные связи с партнерами по разработке проектов РУ. </li></ul>
  28. 28. НИР И ОКР Основные 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.
  29. 29. 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.
  30. 30. 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. 31. Благодарю за внимание !

×