Документ содержит материалы и итоги ярмарки инновационных решений в области атомной энергетики, проводимой Федеральным агентством по атомной энергии России. Рассматриваются ключевые инициативы, направленные на повышение выработки электроэнергии, безопасность и модернизацию АЭС в России до 2015 года. Программа включает планы по увеличению мощности существующих АЭС, оптимизацию ремонтных работ и внедрение новых технологий.

1. ФЕДЕРАЛЬНОЕ АГЕНТСТВО ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ
(РОСАТОМ)
КОНЦЕРН «РОСЭНЕРГОАТОМ»
ОАО «ВНИИАЭС»
ФГУП «ЦНИИАТОМИНФОРМ»
ЦЕНТР «АТОМ-ИННОВАЦИЯ»
МАТЕРИАЛЫ
ЯРМАРКИ ИННОВАЦИОННЫХ РЕШЕНИЙ ДЛЯ
РЕАЛИЗАЦИИ ПРОЕКТОВ
«АЭС-2006» и
«НОВАЯ ТЕХНОЛОГИЧЕСКАЯ ПЛАТФОРМА»
МОСКВА
2007 год

2. ГЕНЕРАЛЬНЫЙ ПАРТНЕР
СБЕРБАНК РОССИИ
ПАРТНЕРЫ
ВНИИНМ им. ак. А.А.Бочвара
ПКФ Росэнергоатомпроект
ЗАО «Проминжиниринг»
ОАО «Силовые машины»
НПП «Радиационный Контроль. Приборы и Методы»
ОАО «Альфа Лаваль Поток»
Страховой дом «ВСК»
ФГОУ ГЦИПК
ОАО «Импульс»
2

3. АЭС-2006...........................................................................................................................................................................4
ИНТЕРВЬЮ ТЕХНИЧЕСКОГО ДИРЕКТОРА КОНЦЕРНА «РОСЭНЕРГОАТОМ» СОРОКИНА Н.М...............4
ИНТЕРВЬЮ ГЕНЕРАЛЬНОГО ДИРЕКТОРА ФГУП «ИНВЕСТИЦИОННО-СТРОИТЕЛЬНЫЙ КОНЦЕРН
«РОСАТОМСТРОЙ» БУТОВА А.В...............................................................................................................................8
ИНТЕРВЬЮ ПЕРВОГО ВИЦЕ-ПРЕЗИДЕНТА ЗАО «АТОМСТРОЙЭКСПОРТ» ГЛУХОВА А.А.................8
НОВЫЙ ТЕПЛОВОЙ ЦИКЛ АЭС..................................................................................................................................9
ВЕНТИЛЯЦИОННОЕ ОБОРУДОВАНИЕ ДЛЯ АЭС................................................................................................10
ТРУБОПРОВОДНАЯ АРМАТУРА. СОВМЕСТНОЕ ПРОИЗВОДСТВО КАК НАПРАВЛЕНИЕ
ИМПОРТОЗАМЕЩЕНИЯ.............................................................................................................................................12
НИЖНИЙ УРОВЕНЬ СКУ ВХР ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ 1 КОНТУРА........................................................................14
УНИВЕРСАЛЬНЫЙ НАСОСНЫЙ СТЕНД ДЛЯ ИСПЫТАНИЙ НАСОСОВ ОБЩЕСТАНЦИОННЫХ
СИСТЕМ АЭС.................................................................................................................................................................16
МОДЕРНИЗАЦИЯ НАСОСНЫХ АГРЕГАТОВ ОБЩЕСТАНЦИОННЫХ СИСТЕМ НА АЭС........................................................17
РАЗГРУЗОЧНЫЕ УСТРОЙСТВА ДЛЯ АЭС С ВВР..................................................................................................19
МАШИНА ПЕРЕГРУЗОЧНАЯ МП-1000....................................................................................................................21
ТРЕХМЕРНАЯ МОДЕЛЬ – ЗАЛОГ УСПЕШНОГО ПРОЕКТИРОВАНИЯ............................................................23
СОВРЕМЕННЫЕ ТРЕБОВАНИЯ К СТРОИТЕЛЬСТВУ И ОБОРУДОВАНИЮ ПРИ СООРУЖЕНИИ АЭС ЗА
РУБЕЖОМ.......................................................................................................................................................................25
ТЕРМИЧЕСКОЕ ОБЕССОЛИВАНИЕ ВОДЫ НА АЭС КАК АЛЬТЕРНАТИВА ХИМИЧЕСКОМУ.
ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЕ И АППАРАТУРНЫЕ АСПЕКТЫ........................................................................................27
ПЕРСПЕКТИВНЫЕ СИСТЕМЫ ПАССИВНОЙ АВАРИЙНОЙ ЗАЩИТЫ ДЛЯ НОВОГО ПОКОЛЕНИЯ
АТОМНЫХ СТАНЦИЙ.................................................................................................................................................30
КОМПЛЕКС СРЕДСТВ ДЛЯ СОЗДАНИЯ ИНТЕГРИРОВАННОЙ СИСТЕМЫ НИЖНЕГО УРОВНЯ
АВТОМАТИЗАЦИИ ЭНЕРГОБЛОКОВ АЭС ............................................................................................................32
АТОМНЫМ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЯМ - НАДЕЖНЫЙ ФУНДАМЕНТ.....................................................................35
СРАВНЕНИЕ ЭКОНОМИЧНОСТИ ПРОТОЧНЫХ ЧАСТЕЙ БЫСТРОХОДНЫХ И ТИХОХОДНЫХ ТУРБИН
МОЩНОСТЬЮ 1000-1200 МВТ ДЛЯ АЭС С ВВЭР..................................................................................................39
ДОЗИМЕТРИЧЕСКАЯ СИСТЕМА С ЦИФРОВЫМ СПОСОБОМ ИДЕНТИФИКАЦИИ НЕЙТРОНОВ И
ГАММА КВАНТОВ ДЛЯ НОВОГО ПОКОЛЕНИЯ АЭС.........................................................................................42
НОВОЕ ПОКОЛЕНИЕ ПРОГРАММНО-ТЕХНИЧЕСКИХ СРЕДСТВ И КОМПЛЕКСОВ УПРАВЛЕНИЯ АСУ
ТП ДЛЯ РЕАЛИЗАЦИИ ПРОЕКТА «АЭС-2006»......................................................................................................44
ПРИМЕНЕНИЕ ТЕХНИЧЕСКИХ СРЕДСТВ КТПС-НН ЗАВОДА «ФИЗПРИБОР» В СИСТЕМАХ
УПРАВЛЕНИЯ АЭС-2006.............................................................................................................................................46
ПРИМЕНЕНИЕ МЕТОДОВ ФУНКЦИОНАЛЬНОГО РЕЗЕРВИРОВАНИЯ В ПТК ВЕРХНЕГО УРОВНЯ АСУ
ТП АЭС............................................................................................................................................................................49
КОНЦЕПТУАЛЬНЫЙ ПРОЕКТ ЭНЕРГОБЛОКА С РЕАКТОРОМ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ БН-
1800 ДЛЯ КОММЕРЧЕСКОЙ АЭС..............................................................................................................................51
ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНЫЕ ГАЗООХЛАЖДАЕМЫЕ РЕАКТОРЫ – ИННОВАЦИОННАЯ ТЕХНОЛОГИЯ
АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ...........................................................................................................................................55
ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ БЫСТРЫХ РЕАКТОРОВ В РОССИИ НА СОВРЕМЕННОМ ЭТАПЕ..............................57
ПОВЫШЕНИЕ ЗАПАСОВ БЕЗОПАСНОСТИ РЕАКТОРОВ БН.............................................................................68
ПРОБЛЕМЫ СОЗДАНИЯ СИСТЕМЫ ОЧИСТКИ НАТРИЯ ПЕРВОГО КОНТУРА С РАЗМЕЩЕНИЕМ
ФИЛЬТР-ЛОВУШЕК В КОРПУСЕ РЕАКТОРА (ВСТРОЕННАЯ СИСТЕМА ОЧИСТКИ).................................71
СИСТЕМА АВАРИЙНОГО РАСХОЛАЖИВАНИЯ ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНЫХ БЫСТРЫХ РЕАКТОРОВ
...........................................................................................................................................................................................73
СПЛАВЫ НАТРИЯ И СВИНЦА КАК ПОТЕНЦИАЛЬНЫЕ ТЕПЛОНОСИТЕЛИ БЫСТРЫХ ЯДЕРНЫХ
РЕАКТОРОВ...................................................................................................................................................................76
ТЕХНОЛОГИЯ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ НАТРИЯ КАК ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ РЕАКТОРОВ НА БЫСТРЫХ
НЕЙТРОНАХ (БН).........................................................................................................................................................79
ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЙ СТЕНД ДЛЯ ОТРАБОТКИ СИСТЕМ БЕЗОПАСНОСТИ ПАРОГЕНЕРАТОРА БН-
800.....................................................................................................................................................................................83
ПРОИЗВОДСТВО ВОДОРОДА С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ УСТАНОВКИ С
ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИМ ОХЛАЖДЕНИЕМ......................................................................................................85
СИСТЕМЫ КОНТРОЛЯ КИСЛОРОДА И ВОДОРОДА В ГАЗОВЫХ КОНТУРАХ И
ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИХ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯХ АЭС НА ОСНОВЕ ТВЕРДОЭЛЕКТРОЛИТНЫХ
НАНОСТРУКТУРИРОВАННЫХ СЕНСОРОВ КИСЛОРОДА.................................................................................88
3

4. АЭС-2006
ИНТЕРВЬЮ ТЕХНИЧЕСКОГО ДИРЕКТОРА КОНЦЕРНА «РОСЭНЕРГОАТОМ»
СОРОКИНА Н.М.
Каковы на Ваш взгляд основные итоги уходящего года? Каковы ключевые изменения в
сравнении с предыдущим годом?
Атомная энергетика в составе энергетического комплекса России продемонстрировала
свою техническую устойчивость, конкурентоспособность и имеет большой потенциал
дальнейшего развития. В этом году приняты две основополагающие программы дальнейшего
развития отрасли:
• Программа развития атомной отрасли Российской Федерации, утвержденная
Президентом Российской Федерации В.В.Путиным;
• Федеральная целевая программа «Развитие атомного энергопромышленного комплекса
России на 2007-2010 годы и на перспективу до 2015 года», утвержденная
Постановлением Правительства Российской Федерации;
Техническая политика концерна «Росэнергоатом», направленная на устойчивое и
экономически эффективное производство тепловой и электрической энергии с сохранением
приоритета безопасности АЭС, является базисом появления этих программ.
Приоритетным направлением деятельности уходящего года были работы,
направленные на повышение выработки электроэнергии на АЭС. К числу наиболее значимых
событий этого года можно отнести:
- завершение I этапа модернизации энергоблока №2 Ленинградской АЭС и введение
его досрочно в работу в октябре месяце;
- выполнение перевода активных зон реакторов РБМК-100 на полномасштабную
загрузку уран-эрбиевым топливом 2,6% обогащения;
- начало работ на референтных энергоблоках №2 Балаковской и №1 Ростовской АЭС
по программе «Повышения мощности энергоблоков В-320»;
- введение в опытно-промышленную эксплуатацию комплекса переработки жидких
радиоактивных отходов на Кольской АЭС.
Концерном «Росэнергоатом» разработаны:
• Программа повышения выработки электроэнергии на АЭС до 2015 года;
• Программа уменьшения потребления электроэнергии на собственные нужды АЭС;
• Программа продления срока эксплуатации действующих энергоблоков АЭС концерна
«Росэнергоатом» на 2007-2015 годы.
Реализуя технические мероприятия этих программ, концерн «Росэнергоатом» решает
поставленные Президентом Российской Федерации и Правительством задачи по повышению
в короткие сроки выработки электроэнергии. Подведены итоги работы АЭС по повышению
культуры безопасности в 2006 году. Лучшими станциями признаны Балаковская АЭС и
Кольская АЭС.
Как Вы можете оценить работу АЭС концерна с точки зрения безопасности и в
сравнении с предыдущим годом? Чем обусловлено увеличение количества отклонений в
работе АЭС в этом году по сравнению с прошлым годом?
В 2006 году сохранилась общая тенденция повышения безопасности на действующих
энергоблоках АЭС концерна «Росэнергоатом». Как и в предыдущие несколько лет мы не
имеем технологических нарушений в работе АЭС выше нулевого значения по шкале ИНЕС,
отсутствуют и нарушения в работе систем безопасности АЭС. Запланированные мероприятия
в 2006 году выполнены в полном объеме, все условия действия лицензий также выполняются
на 100%. Например, завершенная в 2006 году реализация крупномасштабного проекта
модернизации систем управления и защиты реактора и систем безопасности позволит
обеспечить эксплуатацию энергоблока №2 Ленинградской АЭС до 2021 года в полном
соответствии с требованиями современных норм и правил. АЭС России в последние годы
4

5. вышли на стабильный уровень надежности эксплуатации с количеством учитываемых
нарушений в год в пределах 40-47. Дальнейшее повышение надежности требует увеличения
затрат на модернизацию систем и оборудования АЭС.
ДинамикаДинамика нарушенийнарушений вв работеработе АЭСАЭС РоссииРоссии
Все случаи отклонений в работе АЭС тщательно анализируются с привлечением
специалистов поддерживающих организаций, разрабатываемые корректирующие меры
ставятся на контроль. Это совершенно ясная и формализованная практика, которая дает свои
результаты.
Необходимо также отметить, что собственно сама цифра отклонений является
достаточно небольшой величиной и может расцениваться как индикатор уровня
эксплуатации. В настоящее время основное внимание уделяется анализу отклонений более
низкого уровня, так называемых цеховых отказов, которые могут служить
предшественниками нарушений в работе энергоблока в целом. Это современное направление
в мировой атомной энергетике, и мы будем его развивать.
Чем вызван рост КИУМа в 2006 году относительно 2005 года?
Рост КИУМ обеспечен, прежде всего, комплексом реализованных мероприятий в
соответствии с Программой повышения КИУМ, а именно за счет:
 повышения надежности работы оборудования;
 оптимизации ремонтных работ (повышение качества и сокращение сроков);
 выполнения комплекса модернизации энергоблоков;
 достаточно значительным (по сравнению с предыдущими годами) снижением доли
ограничений со стороны энергосистемы;
 сокращением продолжительности плановых ремонтов на ряде АЭС.
Необходимо также учитывать различие графиков ремонтов 2005 и 2006 гг.
На Ваш взгляд, способен ли концерн выйти на КИУМ, соответствующий лучшим
европейским значениям? Как запланирован рост КИУМа в перспективе до 2015 года?
Достижение КИУМ, соответствующего лучшим мировым значениям (не ниже 90%),
является стратегической задачей концерна «Росэнергоатом».
Рост КИУМ в перспективе до 2015 года запланирован со следующими показателями:
5

6. КИУМКИУМ АЭСАЭС РоссииРоссии вв 19921992--20152015 гг..гг..
(в соответствии с прогнозом выработки)
При этом на отдельных энергоблоках АЭС России уже сейчас достигнут КИУМ на
уровне 85-90%%:
 СмАЭС-1; 2 − 90,6; 90,8%
 ЛенАЭС-1 − 88,7%
 КурАЭС-2; 4 − 85,0; 87,3%
 БалАЭС-1 − 87,3%
В результате чего удалось сократить совокупные сроки ППР в 2006 году? В
результате подобного сокращения, какое количество дополнительной электроэнергии было
выработано?
Общая фактическая продолжительность завершенного планового ремонта
энергоблоков – 1797 суток, при плане – 1888 суток.
Общее сокращение продолжительности планового ремонта энергоблоков – 91 сутки,
что соответствует дополнительной выработке электроэнергии 1590 млн. кВт час
(ориентировочно).
Сокращение срока обусловлено своевременной подготовкой ремонтной и
технологической документации, организацией и планированием проведения ППР,
подготовкой персонала, привлечением дополнительного персонала подрядных организаций.
Изменилось ли что-то в части, касающейся недозагруженных мощностей ряда
станций?
Недовыработка электроэнергии из-за диспетчерских ограничений относительно
располагаемой мощности уменьшилась, хотя и остается значительной величиной, и
составляет 5,14 млрд.кВт-ч, на конец 2005 года недовыработка составляла 8,19 млрд.кВт-ч.
Билибинская АЭС работает в режиме регулирования частоты в изолированной
энергосистеме с нагрузкой менее 50% номинальной мощности станции в связи с
невостребованностью электроэнергии. Кольская АЭС эксплуатируется с диспетчерскими
ограничениями мощности в 220-440 МВт, так как ее мощности остаются «запертыми» в связи
с недостаточной пропускной способностью существующих линий электропередачи и
отсутствием мощных потребителей электроэнергии на Кольском полуострове.
Что в себя включает программа по повышению мощности существующих АЭС,
рассчитанная до 2015 года? Каков ее экономический эффект?
В настоящее время разработана программа по увеличению выработки электроэнергии
на действующих АЭС, рассчитанная до 2015 г.
6

7. Увеличение выработки электроэнергии будет обеспечено выполнением комплекса
мероприятий:
1. Повышение КПД турбоустановок энергоблоков АЭС с РБМК за счет замены
диафрагм и лопаток 4 и 5 ступеней турбин на удлиненные с более совершенным профилем.
2. Повышение КПД турбоустановок энергоблоков АЭС с ВВЭР и РБМК за счет
модернизации сепараторов-пароперегревателей для снижения влажности пара, поступающего
на цилиндры низкого давления турбин.
3. Завершение внедрения систем шарикоочистки конденсаторов турбин для
предотвращения ухудшения вакуума в конденсаторах и увеличения срабатываемого
теплоперепада на турбоустановках.
4. Повышение тепловой мощности реакторных установок энергоблоков РБМК − на 5%,
ВВЭР-1000 − на 4%, ВВЭР-440/В-213 − на 7%.
5. Переход на 18-ти месячный топливный цикл АЭС с ВВЭР-1000.
6. Модернизация РБМК с заменой ТК и переходом на двухлетний межремонтный
период.
Выработка АЭС России в 1992-2015 гг.
(с учетом мероприятий по увеличению выработки, без
ограничений от энергосистемы КолАЭС с 01.01.2009 и с учетом
ввода новых блоков)
По экспертным оценкам, полная реализация указанной программы позволит
обеспечить прирост выработки электроэнергии в количестве 29,5 млрд. кВт-ч по сравнению с
плановыми показателями 2006 года.
Прирост условной мощности, рассчитанной, исходя из дополнительной выработки
электроэнергии (эквивалентная мощность), составит 4510 МВт.
Затраты на реализацию Программы составят 19 млрд.руб. в ценах 2006 года. Средняя
стоимость 1 КВт дополнительной эквивалентной мощности составит 4250 руб.
В рамках задачи по увеличению выработки энергии на российских АЭС что будет
предпринято в 2007 году? Какие прогнозные значения относительно выработки энергии в
следующем году (в 2010, в 2015)?
В настоящее время средняя доля выработки АЭС от общей выработки электроэнергии
России (ЕЭС) составляет около 16%, а по отдельным регионам достигает 40% (ОЭС «Северо-
Запад»).
При этом, начиная с 1994 года, отмечается непрерывная тенденция роста суммарной
выработки АЭС, по отношении к 2006 году − увеличение примерно в 1,5 раза.
В рамках задачи по увеличению выработки электроэнергии на российских АЭС в 2007
году дополнительно к плановым работам будут реализованы:
7

8.  мероприятия по модернизации турбин АЭС с РБМК-1000 на блоках 2, 4 ЛАЭС и
блоке 2 СмАЭС,
 модернизация системы промперегрева (СПП) на блоках 1, 2 БалАЭС и 1,2 КолАЭС,
блоке 2 ЛенАЭС и блоке 2 СмАЭС,
 внедрение системы шарикоочистки (СШО) на блоке 1 КурАЭС, блоках 1,3 СмАЭС.
ИНТЕРВЬЮ ГЕНЕРАЛЬНОГО ДИРЕКТОРА ФГУП «ИНВЕСТИЦИОННО-
СТРОИТЕЛЬНЫЙ КОНЦЕРН «РОСАТОМСТРОЙ» БУТОВА А.В.
Как известно, существующая программа развития ядерной энергетики России
предполагает переход на строительство двух, а впоследствии трех и четырех энергоблоков
в год. Каким образом «Росатомстрой» собирается обеспечивать такие быстрые темпы
строительства, и какие новые технологии планируется использовать?
Для обеспечения данной комплексной задачи необходимо наличие организации,
способной качественно и в сжатые сроки обеспечить выполнение всего комплекса работ от
разработки проекта до сдачи объекта в эксплуатацию. Планируемый темп ввода в
эксплуатацию новых энергообъектов может быть обеспечен консолидацией отраслевых
строительно-монтажных ресурсов на базе ФГУП «ИСК «Росатомстрой» для оптимизации
технологических и управленческих связей, снижения издержек выполнения строительно-
монтажных работ, обеспечения ввода объектов строительства в эксплуатацию в срок и с
надлежащим качеством выполнения общестроительных электромонтажных и пуско-
наладочных работ. Приобретение (присоединение) активов строительно-монтажных
организаций создаст ФГУП «ИСК «Росатомстрой» необходимую административную и
финансово-экономическую управляемость предприятием, а также позволит определять
стратегию компании при выборе заказов и объемов работ преимущественно атомной отрасли,
реально прогнозировать исполнение ППР на нескольких площадках одновременно,
минимизировать иск срыва исполнения нормативных графиков сдачи объекта в
эксплуатацию, а также сохранить, а в последующем нарастить квалифицированный персонал.
Что в конечном итоге выведет процесс сооружения объектов в атомной отрасли на более
высокий уровень.
Методы:
1. Централизация и обеспечение работ в капитальном строительстве Росатома.
2. Совершенствование строительных технологий.
3. Оптимизация затрат при сооружении объектов.
4. Повышение качества сооружаемых объектов с уменьшением их себестоимости.
5. Восстановление производственной базы и технологического потенциала
строительной индустрии Росатома.
6. Управление сооружением энергообъектов АЭС на одной или нескольких площадках
одновременно, в том числе проектирование энергоблока.
ИНТЕРВЬЮ ПЕРВОГО ВИЦЕ-ПРЕЗИДЕНТА ЗАО «АТОМСТРОЙЭКСПОРТ»
ГЛУХОВА А.А.
Принятая сегодня программа развития ядерной энергетики предусматривает
строительство большого количества новых энергоблоков по проекту «АЭС-2006» как в
России, так и за рубежом. Как ЗАО «Атомстройэкспорт» оценивает свои перспективы на
получение новых заказов на зарубежном рынке строительства АЭС?
Самые ближайшие перспективы компании - развитие стратегического присутствия на
наших традиционных рынках: участие в сооружении дополнительных энергоблоков на АЭС
«Тяньвань» в Китае и АЭС «Куданкулам» в Индии. Между Росатомом и Департаментом по
атомной энергии Правительства Республики Индии уже заключен Меморандум о расширении
сотрудничества, он был подписан во время визита президента России в Индию в январе.
Вопрос о сооружении 3 и 4 блоков Тяньваньской АЭС будет решаться с китайской стороной
8

9. после того, как будет сдан в коммерческую эксплуатацию первый энергоблок. В общей
сложности мы можем получить заказы на шесть энергоблоков.
В прошлом году «Атомстройэкспорт» создал совместное российско-казахстанское
предприятие, которое будет разрабатывать и внедрять реакторы малой и средней мощности в
Казахстане и третьих странах. Развитие малой энергетики – очень перспективное направление
для государств Латинской Америки и Африки. При активизации в этом направлении
российской маркетинговой политики, мы сможем в этих регионах строить АЭС малой
мощности, используемые как для опреснения воды, так и для производства электроэнергии.
В наших планах – всерьез и надолго закрепиться на рынке Восточной Европы, и
недавняя победа ЗАО «Атомстройэкспорт» в тендере на сооружение двух блоков АЭС
«Белене» в Болгарии доказала, что мы вполне это можем сделать.
Существующие планы строительства АЭС предусматривают значительное
увеличение темпов строительства. Каким образом ЗАО «Атомстройэкспорт» собирается
обеспечивать такие колоссальные объемы заказов на сооружение АЭС?
За счет развития и совершенствования системы управления сооружением АЭС,
внедрения новейших методик менеджмента, налаживания еще более тесных контактов с
партнерами, укрепления взаимоотношений с поставщиками оборудования. Объемы и сейчас
не маленькие – строим два блока в Индии, два в Китае, один в Иране и приступаем к работам
над проектом в Болгарии. Мы закрепляемся на достигнутых позициях и движемся дальше.
Этот принцип безусловного движения вперед нам помогает осуществлять реальный опыт
работы по сооружению АЭС. Огромный и бесценный опыт, который мало кто имеет из наших
конкурентов на атомном энергетическом рынке.
НОВЫЙ ТЕПЛОВОЙ ЦИКЛ АЭС
Карабасов А.С., АНО Агентство регионального развития, г. Нижний Новгород
Достижение паротурбинными АЭС экономичности действующих углеводородных
паротурбинных ТЭС возможно только за счет одновременного повышения давления и
температуры пара, направляемого в паровую турбину АЭС.
Это условие реализуется в новом термодинамическом цикле (В.В.Ершов. Бюллетень
РФ «Изобретения, полезные модели», Москва, №16, 2005 г., с. 1243-1244, Патент на
изобретение РФ №2.253.917 «Способ эксплуатации атомной паротурбинной энергетической
установки и установка для его осуществления», Патентообладатель – АНО Агентство
регионального развития, г. Нижний Новгород), где пар реакторной установки АЭС после
предварительного сжатия перегревается до термодинамически сопряженной температуры.
Наиболее эффективен предлагаемый цикл в комбинированных АЭС (КАЭС), использующих
ядерное и органическое топливо в соотношении 2:1. Дополнительный выигрыш в КАЭС
обеспечивается за счет промежуточного подогрева пара.
При этом в верхней, наименее энергоемкой части теплового цикла обеспечивается
одновременное сжатие и перегрев в компрессоре полученного пара. В АЭС достигается
температура, сопряженная новому начальному давлению пара, в КАЭС используется
органический промежуточный перегрев пара.
Новый термодинамический цикл может быть использован как в действующих АЭС с
ВВЭР-1000, так и проектируемых АЭС с реакторами ВВЭР-1500, БН-800, ВБЭР-300, КЛТ-
40С. Существенно, что реакторные установки этих АЭС со штатными системами ядерной и
радиационной безопасности не меняются. В КАЭС дополнительно входят серийные
паротурбинные установки углеводородных ТЭС, работающие на повышенных сопряженных
начальных параметрах пара.
В таблицах приведены результаты анализа эффективности перехода АЭС на новый
термодинамический цикл и эффективности создания КАЭС с новым циклом:
- сведены характеристики отечественных АЭС при переводе их на новый
термодинамический цикл с повышенными начальными сопряженными параметрами пара в
сравнении с базовым российским проектом АЭС-2006;
- приведены характеристики КАЭС с двухступенчатым промежуточным органическим
перегревом пара в сравнении с известными АЭС с реакторами ВВЭР-1000 и БН-800 и
9

10. углеводородными ТЭС (Копытов И.И. Атомная стратегия, июнь 2004 г., С. 8-10; Костин В.И.,
Самойлов О.Б. Атомная стратегия, апрель 2005 г., С. 20, 21; Федосова Ю.В. Атомная
стратегия, июнь 2005 г., С. 24-27; Трухний А.Д. и др. Теплоэнергетика, №12, 1994 г., С. 43-
50.).
Новый термодинамический цикл позволяет:
- повысить электрический КПД на ∼29% и ∼40% в АЭС и КАЭС соответственно;
- снизить удельные капитальные затраты на ∼22% и ∼42% в АЭС и КАЭС.
Основные технико-экономические характеристики АЭС
Показатель АЭС-
2006
АЭС
ВВЭР-
1000
АЭС
ВВЭР-
1500
АЭС БН-
800
АЭС с
двумя
ВБЭР-300
ПАЭС с двумя
КЛТ-40С
Параметры пара
-
280ата/
580ºС
280ата/
580°С
290ата/
580°С
250ата/
560°С
180ата/ 580°С
Электрический КПД нетто,
%
35,9 46,4 46,4 45,7 43,4 34,0
Выходная электрическая
мощность, МВт эл.
1160
1500 1950 960 720 102
Удельные капитальные
затраты на строительство
электростанции, $/кВт эл.
1400 1150 1000 2000 1500 2800
Основные технико-экономические характеристики КАЭС
Показатель АЭС
ВВЭР-
1000
КАЭС
ВВЭР-
1000
АЭС БН-
800
КАЭС БН-
800
ТЭС на
пылевидном
угле
Параметры пара (после сжатия)
-
250ата/
560°С
- 290ата/ 580°С -
Электрический КПД нетто, % 31,5 45,0 38,0 45,5 45,0-47,0
Выходная электрическая мощность,
МВт эл.
1000 2800 800 1550 400-800
Удельные капитальные затраты на
строительство электростанции,
$/кВт Эл.
1365 790 2300 1200 1350
Экономия капитальных затрат, $
млрд - 1,6 - 1,7 -
Удельные капитальные затраты при
модернизации ПТУ действующих
АЭС, $/кВт эл.
- 400 - 400 -
Экономия углеводородного топлива
по сравнению с органическими ТЭС
- 52 - 64 -
ВЕНТИЛЯЦИОННОЕ ОБОРУДОВАНИЕ ДЛЯ АЭС
Чабак О.И., ОКБМ
Необходимость разработки вентиляционного оборудования для АЭС обусловлена тем,
что производство вентиляционного оборудования, отвечающего требованиям для АЭС, в
настоящее время в России отсутствует. Вентиляционные системы АЭС России оснащаются
общепромышленным вентоборудованием. Зарубежные АЭС, строительство которых ведет
Россия, оснащаются импортным вентоборудованием. Показатели надежности
общепромышленного вентоборудования не соответствуют требованиям, предъявляемым со
стороны АЭС. Большая часть вентиляционного оборудования, эксплуатируемого на АЭС
10

11. настоящее время, проектировалась 20 – 40 лет назад, морально устарела, не соответствует
современному мировому уровню развития в этой области техники, требованиям безопасности,
качества и стойкости к внешним воздействиям.
В рамках подготовки «Комплексной долгосрочной отраслевой программы проведения
реконструкции и модернизации систем вентиляции и кондиционирования в филиалах
концерна «Росэнергоатом»» специалистами ОКБМ проведены работы по обследованию
вентиляционного оборудования систем, важных для безопасности, на действующих блоках
Балаковской, Кольской, Курской, Ленинградской, Смоленской и Нововоронежской АЭС.
Одновременно с обследованием блоков АЭС проводилось обследование предприятий –
изготовителей вентиляционного оборудования. По результатам обследования предприятий –
изготовителей можно сделать вывод, что производство вентоборудования, важного для
безопасности АЭС, в Росси практически отсутствует:
1. вентиляционное оборудование практически выработало свой ресурс, заявленный
заводами – изготовителями;
2. используемое оборудование обеспечивает проектные технические характеристики в
условиях нормальной эксплуатации, что достигается за счет значительной трудоемкости и
частоты технического обслуживания и ремонта, по части оборудования отсутствует
подтверждение параметров и характеристик при нарушениях нормальной эксплуатации и
проектных авариях;
3. в проектах АЭС с одним типом реактора наблюдается большая разунификация по
номенклатуре, количеству и типоразмерам оборудования.
В 2001 г. ОКБМ была разработана «Программа работ по разработке, производству и
поставке вентиляционного оборудования для АЭС». Цель программы – разработка,
производство и поставка на строящиеся, вновь проектируемые и реконструируемые блоки
АЭС конкурентоспособного отечественного вентиляционного оборудования в сейсмостойком
исполнении, отвечающего требованиям Госатомнадзора РФ. Для обеспечения реализации
указанной программы и с целью сокращения количества типоразмеров оборудования
разработан «Перечень унифицированного вентиляционного оборудования для АЭС» и
определен комплекс нормативно-технических требований к оборудованию, входящему в
состав «Перечня…». В рамках реализации «Программы…» в ОКБМ разработано более 60
проектов из состава «Перечня…», полностью закрывающих потребность в проектах
вентиляционного оборудования для герметичной оболочки и частично для реакторного
отделения АЭС с РУ ВВЭР-1000. Создан ряд вентиляционного оборудования со следующими
техническими характеристиками:
1. воздухоохладители воздушные с производительностью 2300 – 110000 м3/ч и
холодопроизводительностью 14 – 442 кВт;
2. вентиляторы осевые и центробежные с производительностью 2500 – 95000 м3/ч и
полным давлением 216 – 5500 Па;
3. рециркуляционные охлаждающие установки с номинальной производительностью по
воздуху 2500 – 95000 м3/ч, номинальной холодопроизводительностью 18 – 460 кВт и полным
давлением 490 – 4900 Па;
4. клапаны герметические локализующие и отсечные с условным диаметром 200 – 1400
мм.
Разработанное оборудование соответствует второму и третьему классам безопасности
по НП-001-97 и первой категории сейсмостойкости по НП-031-01. В НИОКР по разработке
вентиляционного оборудования вложено порядка 40 000 тыс. руб. Оборудование отличается
высокой надежностью – назначенный срок службы – 40 лет, назначенный срок службы до
капитального ремонта 100 000 ч, средняя наработка на отказ – не менее 20 000 ч. При
разработке вентиляционного оборудования особое внимание уделялось обеспечению качества.
Для этой цели в ОКБМ разработана «Программа обеспечения качества вентиляционного
оборудования».
В настоящее время одновременно с НИОКР ведется подготовка производства
вентоборудования для АЭС. Производство и применение вентиляционного оборудования
разработки ОКБМ обеспечит:
11

12. 1. снижение капитальных затрат в размере до 20% от стоимости сооружения АЭС за
счет унификации;
2. повышение надежности оборудования и увеличение его срока службы;
3. сокращение эксплуатационных затрат;
4. импортозамещение при строительстве зарубежных АЭС;
5. сокращение недовыработки электроэнергии из-за отказов оборудования.
При использовании оборудования, разработанного ОКБМ, в АЭС-2006 изменения в
проекте будут минимальными.
ТРУБОПРОВОДНАЯ АРМАТУРА. СОВМЕСТНОЕ ПРОИЗВОДСТВО КАК
НАПРАВЛЕНИЕ ИМПОРТОЗАМЕЩЕНИЯ
Конькина О.А., ЗАО «Соленоид Вэлв»
В связи с изменением экономической ситуации в России в 90-х годах многие
долговременные связи между проектировщиками, заказчиками и поставщиками арматуры
были нарушены, что привело к увеличению закупок по импорту. Отрицательными факторами
закупок по импорту являются высокие цены, различия в нормативной базе, отсутствие
контроля за технологией со стороны Российских надзорных органов, эксплуатационные
проблемы, зависимость от иностранных фирм. Однако существуют и положительные
факторы, основными из которых являются высокий уровень качества и возможность выбора
новейших технических решений, обладающих мировой референтностью.
Цель концепции импортозамещения - снижение закупок по импорту, но при этом
обеспечение мирового уровня качества российской продукции.
Для осуществления концепции возможны два основных варианта:
1. Разработка новых видов трубопроводной арматуры с параметрами,
соответствующими мировому уровню на базе существующих машиностроительных
предприятий России. Этот вариант требует значительных ресурсов, к тому же новой
продукции еще предстоит заработать референтность, значение которой в атомной отрасли
трудно переоценить.
2. Организация совместных производств с иностранными компаниями с целью
передачи технологии изготовления новейших видов продукции, дефицитных для российского
рынка и уже обладающих референтностью на мировом рынке.
Совместное предприятие ЗАО «Соленоид Вэлв» создано в 2001 году в рамках
Международной программы по ядерной безопасности специально для реализации проекта
«Передача технологии электромагнитных клапанов».
Учредителями совместного предприятия являются ОАО «Корпорация СПЛАВ» (50%
акций) и американская корпорация Curtiss Wright Flow Control (CWFC) (50% акций).
Выбор электромагнитных клапанов (ЭМК) CWFC (подразделение Target Rock (TR) в
целях передачи технологии был обусловлен:
• Уникальной технологией и конструкцией, благодаря которой ЭМК TR имеют
преимущества, обеспечивая различные процессы управления блоком АЭС более эффективно,
чем традиционно используемые в России электроприводные и пневмоприводные клапаны.
• Высоким качеством продукции.
• Обширной и долгосрочной международной референтностью применения ЭМК
TR на атомных станциях и общепромышленных объектах за рубежом. Более 3 000
электромагнитных клапанов Target Rock эксплуатируются на АЭС по всему миру.
• Мировой известностью марки.
Специалисты концерна «Росэнергоатом» и Волгодонской АЭС ознакомились с опытом
эксплуатации ЭМК на АЭС США и подтвердили высокую надёжность и эффективность
использования ЭМК в технологических системах атомных станций. Таким образом,
подтверждена обширная сорокалетняя референтность эксплуатации ЭМК на американских
АЭС.
Применение электромагнитной арматуры на российских АЭС – новое направление.
Особенности этого вида арматуры не были учтены в требованиях документа «Арматура для
12

13. оборудования и трубопроводов АС. Общие технические требования» (ОТТ-87). Чтобы иметь
возможность применять ЭМК в системах российских АЭС, по инициативе ЗАО «Соленоид
Вэлв» в 2001 г. Техническим решением ТР-01/01 внесены дополнения в ОТТ-87, на основе
которых в НП-068-05 введён новый раздел 5.5 по электромагнитной арматуре
(Трубопроводная арматура для атомных станций. Общие технические требования. НП-068-05
М., 2005, ФСЭТАН, 96 с. – С. 47).
Оснащение российских АЭС электромагнитными клапанами совместного производства
потребовало проведения комплекса мероприятий, подтверждающих высокое качество и
надежность материалов, комплектующих и оборудования, а также его соответствия
требованиям российской нормативной базы. ЗАО «Соленоид Вэлв» осуществило все
необходимые мероприятия по лицензированию, квалификации и сертификации.
Проектными организациями НиАЭП, АЭП (СПб), АЭП (Москва), ЦКТИА, ОКБ
«Гидропресс», ФГУП НИИИТ, ФГУП ЦНИИ КМ «Прометей» проанализирована
возможность, технико-экономическая целесообразность. Даны заключения по применению
ЭМК как в системах нормальной эксплуатации, так и в системах важных для безопасности
(ФГУП НИАЭП «Анализ возможности применения электромагнитных клапанов в проектах
энергоблоков ВВЭР -100 с РУ В-320 – Ростовская АЭС, блок 2» №А-75353, Н.Н. ФГУП
НИАЭП, 89 с.; ФГУП НИАЭП «Технико-экономическое сравнение применения ЭМК с
существующими проектными решениями - Волгодонская АЭС, 2 блок» №А-77487пм, Н.Н.
ФГУП НИАЭП, 58 с.; ФГУП СПбАЭП «Анализ возможности применения запорных
электромагнитных клапанов в проекте Tяньваньской АЭС (блоки 3 и 4)» LYG.3_4-0-22-OT-
001, СПб, 2006 ФГУП СПбАЭП, 118 с.).
На сегодняшний день ЭМК ЗАО «Соленоид Вэлв» представлены типоразмерами DN10
– DN200 при Pp до 20 МПа и Т до 300 °С. Изготавливаются согласно ТУ 3742-014-49149890-
2002 для АС, ТУ 3742-016-49149890-2002 для АС, ТУ 3742-034-49149890-2006 для АС.
Имеют следующие характеристики: длительный срок службы (50 лет), соответствует
требованиям стандарта ЕЕЕ 382, быстродействие – 1-10 с, высокая герметичность, небольшой
коэффициент гидравлического сопротивления, экономичность в энергопотреблении (0,1 кВт),
небольшие габариты и масса, минимальное техобслуживание, простота монтажа и хорошая
ремонтопригодность, хорошее совмещение со средствами автоматического контроля, период
между капремонтами – 12 лет, между плановыми ремонтами – четыре года, низкие
эксплуатационные затраты.
Применение ЭМК обеспечивает принцип разнообразия – снижается вероятность
отказов по общей причине. В аварийной ситуации клапан занимает отказобезопасное
положение и т.о. соответствует принципу пассивной безопасности.
Разработана технология производства основных деталей и узлов (на базе технологий
CWFC). Производство организовано на современном высокоточном оборудовании с
использованием инструментов импортного производства. Точность обработки деталей
повышена в несколько раз по сравнению с обычными техпроцессами. Обеспечена система
качества, проектирование, испытания в рамках существующей инфраструктуры ОАО
«Корпорация СПЛАВ». Изготовление комплектующих ЭМК организовано на ОАО «Контур».
К разработке конструкторской документации привлекается ПКТИ «Атомармпроект»,
испытания проводит АНО «Спецпромарматура». Все названные предприятия – подразделения
ОАО «Корпорация СПЛАВ».
Проведены квалификационные испытания ЭМК, изготовленных из российских и
американских комплектующих. Подтверждена высокая надежность клапанов по результатам
ресурсных испытаний – 5000 циклов на максимальных параметрах.
За пять лет своего существования совместное предприятие приобрело российскую
референтность поставок ЭМК на АЭС. ЭМК поставляются на Ленинградскую АЭС,
Волгодонскую АЭС, АЭС «Куданкулам».
ЗАО «Соленоид Вэлв» проходит процедуру квалификационного отбора для внесения в
Реестр поставщиков материально-технических ресурсов для ФГУП Концерн «Росэнергоатом»
и его филиалов – атомных станций, организованной Департаментом планирования закупок,
13

14. организации и проведения конкурсных процедур. Волгодонская и Ленинградская АЭС
ходатайствовали о включении ЗАО «Соленоид Вэлв» в реестр поставщиков.
В ходе выполнения «Проекта передачи технологии» была освоена технология
изготовления основных деталей клапана. Цель проектов, представленных на Ярмарке
инновационных проектов для АЭС-2006 – расширить возможности применения ЭМК,
повысить конкурентоспособность ЭМК как по эксплуатационным, так и по капитальным
затратам в сравнении с электроприводной и пневмоприводной арматурой благодаря освоению
технологии изготовления дополнительного количества деталей ЭМК в России.
В качестве развития проекта планируется освоение в России на базе совместного
предприятия ЗАО «Соленоид Вэлв» технологии изготовления регулирующих ЭМК,
разработанных корпорацией CWFC. Причем передачу технологии регулирующих ЭМК
возможно произвести, опираясь на уже освоенную технологию запорных ЭМК без
существенных затрат.
НИЖНИЙ УРОВЕНЬ СКУ ВХР ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ 1 КОНТУРА
Богданов А.Р., Любимов М.А., ОКБМ
Перечень показателей водно-химического режима и их величины, обеспечивающие
решение задач по обеспечению безопасности и ресурсных характеристик, определены и
приведены в «Нормах качества рабочих сред». Поддержание величины показателей ВХР в
нормированных пределах - это одно из условий надежной работы оборудования и реакторной
установки в целом.
За прошедшие несколько лет рядом предприятий отрасли (ВНИИАЭС, ВНИПИЭТ,
НИАЭП, ЭНИЦ ВНИИАЭС, РНЦ КИ, ПКТИ «АТОМАРМПРОЕКТ», НИТИ им.
А.П.Александрова и др.) проведен большой объем работ по изучению и обобщению опыта
эксплуатации АЭС в части контроля и управления водно-химическим режимом
теплоносителя 1 контура. По результатам выполненного анализа сформулирована
«Концепция качества теплоносителя», разработан СТП «Водно-химический режим первого
контура энергоблоков АЭС с реакторами ВВЭР-1000. Нормы качества рабочей среды и
средств их обеспечения», решены схемные вопросы, определен состав, выпущены «ТЗ на
разработку техпроекта СКУ ВХР» и «Исходные технические требования на комплекс
технических средств подготовки проб теплоносителя первого контура для системы АХК».
Таким образом, разработка системы контроля и управления ВХР на стадии НИР завершена, а
предприятия отрасли готовы к опытно-конструкторским работам, изготовлению опытных
образцов и проведению их испытаний на имеющейся производственной и экспериментальной
базе, поставке комплекса на АЭС для опытно-промышленной эксплуатации.
В рамках пускового комплекса блока №3 Калининской АЭС разработка, изготовление
и поставка нижнего уровня СКУ ВХР теплоносителя 1 контура, включая комплекс подготовки
проб, проводились немецкой фирмой «Dr. Thiedig», но уже в процессе разработки
руководством концерна было принято решение о создании отечественной версии нижнего
уровня СКУ ВХР.
В 2005 году ФГУП «ОКБМ» были разработаны техническое задание и эскизный проект
на опытно-конструкторскую работу «Комплекс подготовки проб теплоносителя первого
контура (КПП-1) для системы автоматизированного химического контроля (АХК) АЭС с
реакторами типа ВВЭР-1000».
Проблема автоматизации химического контроля теплоносителя 1 контура в связи с
активностью контролируемой среды назрела давно. И только в последние годы, после
определения оптимального минимума контролируемых показателей, определяющих ядерную
и взрывобезопасность РУ, представляется возможным реализовать контроль ВХР 1 контура в
автоматическом режиме.
Комплекс подготовки проб теплоносителя и подпиточной воды первого контура КПП-
1 входит в состав системы автоматизированного химического контроля АЭС с реакторами
ВВЭР-1000 и предназначен для проведения непрерывных автоматических и периодических
лабораторных измерений показателей водно-химического режима теплоносителя первого
14

15. контура, регламентированных СТП-ЭО 0004-00 «Водно-химический режим первого контура
энергоблоков атомных электростанций с реакторами ВВЭР-1000. Нормы качества рабочей
среды и средства их обеспечения».
Комплекс обеспечивает:
- подготовку и доставку представительной (по фазовому составу) пробы к
автоматическим средствам измерения (СИ) содержания водорода и кислорода в воде при
параметрах (расход, давление и температура), установленных эксплуатационной
документацией на СИ;
- подготовку и доставку представительной (по ионному составу) пробы к
автоматическому средству измерения рН при параметрах (расход, давление, температура),
установленных эксплуатационной документацией на СИ;
- подготовку и доставку представительной пробы для отбора на лабораторный
контроль при давлении и температуре, безопасной для обслуживающего персонала;
- защиту датчиков СИ от недопустимого (по условиям их применения) изменения
температуры, давления и расхода контролируемой среды;
- формирование сливов контролируемой среды после измерений в систему сбора
организованных протечек и сдувки неконденсирующихся газов в систему спецгазоочистки.
Комплекс представляет собой металлический шкаф из нержавеющей стали с
двухстворчатой дверкой. Внизу шкафа размещается герметичный поддон с уклоном в сторону
трубопровода слива протечек. Внутри шкафа расположено оборудование подготовки проб
(арматура, фильтры, холодильники и т.д.), первичные преобразователи средств измерения
содержания в воде кислорода и водорода, водородного показателя рН и средств химического
контроля параметров проб. Все оборудование связано между собой трубопроводами из
нержавеющей стали.
На боковой стенке шкафа монтируется клеммный отсек для соединения кабелей от
первичных преобразователей средств измерений, установленных в шкафу, с кабелями
вторичных преобразователей и системы управления, размещенных отдельно от комплекса (в
другом помещении). Все электрические соединения комплекса выполняются
экранированными кабелями.
Вопрос о тиражировании комплекса подготовки проб будет решаться после
проведения тендера, в соответствии с порядком, установленном в концерне «Росэнергоатом»,
с учетом результатов опытно-промышленной эксплуатации. Поэтому именно сегодня
целесообразно приступить к созданию российских автоматических средств измерения
некоторых показателей ВХР, тем более что основания для успешного решения этой задачи
есть.
В режиме непрерывного автоматического ВХР 1 контура по СТП-ЭО 0004-00
определяются рН, а также концентрации борной кислоты и растворенного водорода.
Непрерывное автоматическое измерение концентрации борной кислоты и водородного
показателя не вызывает затруднений, автоматическое же измерение концентрации
растворенного водорода не допускает снижения давления теплоносителя ниже 1,0 МПа из-за
возможной дегазации, что накладывает определенные трудности при создании таких средств
измерения, хотя пути решения этой проблемы очевидны. В 2005 году на стенде ОКБМ им.
И.И.Африкантова Л-1242 проводились испытания двух доработанных серийных
водородомеров МАВР-502 при давлениях контролируемой среды до 1,5 МПа и содержаниях
водорода до 7,5 мг/л. Целью испытаний являлось определение возможности их применения в
составе системы АХК теплоносителя первого контура ВВЭР-1000. Испытания показали
принципиальную возможность использования этих водородомеров в составе системы АХК
теплоносителя 1 контура. Проводились также испытания водородомеров ООО «Фирма
«Альфа Бассенс» на стенде НИТИ им. А.П.Александрова. Вместе с тем необходимо отметить,
что водородомеры, установленные в КПП-1 3 блока Калининской АЭС фирмой «Dr. Triedig»,
до сих пор не доведены до рабочего состояния, а водородомеры фирмы «Orbishрere
Laboratory», работающие на ряде станций, вызывают нарекания со стороны обслуживающего
персонала. Таким образом, для принятия обоснованного решения по выбору средств
15

16. измерения растворенного в воде водорода представляется целесообразным провести
одновременные квалификационные испытания.
Однако, несмотря на использование автоматических средств измерения водорода и
кислорода, параллельно должен применяться традиционный пробоотборный метод контроля
газосодержания в теплоносителе, по крайней мере, по двум причинам:
- ПНАЭ Г-1-024-90 требует соблюдения принципов резервирования, разнообразия и
независимости каналов контроля;
- хроматографический метод дает возможность определить состав и содержание
растворённых в воде газов в объёме требуемого перечня.
В настоящее время контроль газосодержания производится отбором пробы объемом
несколько сот миллилитров в мягкие пробоотборники по лабораторной методике,
аттестованной только в ее измерительной части.
НИТИ им. А.П.Александрова и ОКБМ им. И.И.Африкантова предлагают
унифицировать лабораторный контроль газосодержания в теплоносителе 1 контура на основе
метода газо-жидкостной хроматографии и использовать для этого в качестве прототипа
приставку АКВА-05, разработанную по программе ACT на рубеже 80-90-х годов.
Предлагаемая разработка направлена на создание единой методики пробоотбора и
измерения, повышающей безопасность пробоотбора, технологичность и достоверность
измерений. Единая методика позволит соотносить результаты измерений на различных
энергоблоках. Ее применение обеспечит уменьшение ЖРО и дозовой нагрузки на персонал
химической лаборатории. Указанные обстоятельства позволят обеспечить повышение
надежности и точности измерений (за счет организации двух измерительных каналов),
улучшить сходимость результатов.
Учитывая выше изложенное, можно констатировать, что НИР по созданию нижнего
уровня СКУ ВХР теплоносителя 1 контура завершена. Выполняя решение концерна, мы
готовы разработать, изготовить, испытать и поставить опытные образцы водородомера и
средства измерения газосодержания на основе хроматографического метода, а также
комплекс подготовки проб для автоматических средств измерения показателей ВХР 1
контура.
УНИВЕРСАЛЬНЫЙ НАСОСНЫЙ СТЕНД ДЛЯ ИСПЫТАНИЙ НАСОСОВ
ОБЩЕСТАНЦИОННЫХ СИСТЕМ АЭС
Гладков В.В., Киселёв Ю.А., Королев В.Г., Макарычев Д.В., Рогожин В.М.,
Сенников Е.В., ОКБМ
В 2006 г. в ОКБМ пущены в эксплуатацию очередные стенды СТ-1874 и СТ-1875,
являющиеся составной частью универсального насосного стенда (УНС), создание которого
направлено на обеспечение испытательной базой практически всей номенклатуры насосных
агрегатов общестанционных систем АЭС. Стендовая база ОКБМ в настоящий момент
позволяет проводить полномасштабные испытания более 60 типоразмеров насосного
оборудования (в том числе импортозамещаемого и модернизированного) в обеспечение
программы модернизации существующих и введения в эксплуатацию новых энергоблоков
АЭС.
Основные технические характеристики универсального насосного стенда (УНС)
Наименование СТ-1873 СТ-1874 СТ-1875 СТ-1867
Диапазон расходов стенда,
м3
/ч
500-4500 200-1200 20-250 120-3500
Расчетное давление, МПа 4 6 20 0,5
Максимальная температура
рабочей среды, °С
50 50 50 50
Напряжение электросети,
В
6000 6000 380 6000 380 6000 380
16

17. Потребляемая мощность
электродвигателей, кВт
400-2000 250-800 110-200 500-800
1
9-200
250 18,5-132
Общая электрическая
мощность, кВт
2100 850 850 260
Рабочая среда хозяйственно-питьевая или дистиллированная
вода
хозяйственно-
питьевая вода
Объем контура, м3
60 45 42 100
Площадь стенда, м2
1200 600
Высота стенда, м 8-10 20-22
Масса стенда, кг 130000 36000 18000 100000
УНС состоит из пяти циркуляционных контуров для испытания различных типов
насосного оборудования общестанционных систем. Два циркуляционных контура (стенд СТ-
1867) предназначены для испытаний насосов артезианского типа, которые применяются на
АЭС для подачи воды в промконтур ответственных и неответственных потребителей. Три
циркуляционных контура (стенды СТ-1873, СТ-1874, СТ-1875) - для испытаний насосов
систем безопасности, питательных, аварийно-питательных, конденсатных насосов, насосов
других вспомогательных систем. Каждый из трех контуров предназначен для испытаний
насосов вертикального и горизонтального исполнения. Объединение различных
циркуляционных петель в едином универсальном комплексе не только уменьшает количество
нового испытательного оборудования и сокращает затраты за счет использования общих
систем, но и позволяет проводить независимо друг от друга испытания различных насосов. К
настоящему времени все петли стендов СТ-1867, СТ-1873, СТ-1874, СТ-1875 сданы в
эксплуатацию.
МОДЕРНИЗАЦИЯ НАСОСНЫХ АГРЕГАТОВ ОБЩЕСТАНЦИОННЫХ
СИСТЕМ НА АЭС
Гладков В.В., Королев В.Г., Макарычев Д.В., Рогожин В.М., ОКБМ
Насосные агрегаты основных и вспомогательных систем атомных станций относятся к
одному из наиболее важных видов оборудования, обеспечивающих надежную, безопасную и
экономически эффективную эксплуатацию энергоблоков, в том числе и значение КИУМ.
Минимизация возможного отрицательного влияния работы насосов на КИУМ энергоблока
начинается, как правило, с этапа конструирования за счет реализации повышенных
требований по надежности, ресурсным и эксплуатационным показателям как насоса в целом,
так и его основных изнашивающихся узлов, например, подшипников и торцовых уплотнений.
Другим результативным методом повышения надежности и ресурса является модернизация и
усовершенствование существующих конструкций насосов по результатам эксплуатации.
Опытное Конструкторское Бюро Машиностроения имеет более чем 50-летний опыт
разработки, изготовления и авторского сопровождения в эксплуатации насосного
оборудования и широко использует вышеуказанные подходы в своей деятельности. Наиболее
наглядно это может быть продемонстрировано результатами работ по модернизации
насосного оборудования поставки предприятий Украины для проектируемых, строящихся и
действующих АЭС с ВВЭР-1000.
Насосы ЦНР 800-230 поставки НПО «Насосэнергомаш» (г. Сумы, Украина)
эксплуатируются в системе расхолаживания активной зоны реакторов типа ВВЭР-1000.
Общее количество насосов этого типа на АЭС России достигает двух десятков.
Конструкция насосов ЦНР 800-230 типична для центробежных насосов с рабочим
колесом двухстороннего входа. Спиральный корпус насоса имеет горизонтальную плоскость
разъема, которая делит его на верхнюю и нижнюю части. Радиальными опорами ротора
являются масляные подшипники скольжения с картерной системой смазки. Материал
вкладышей подшипника – углеродистая сталь с наплавкой баббита. Остаточное осевое усилие
воспринимается двумя подшипниками качения. В качестве уплотнений вала используются
17

18. торцовые уплотнения с вынесенными теплообменниками. Крутящий момент от
электродвигателя к насосу передается зубчатой муфтой.
Анализ режимов эксплуатации и результатов ревизии деталей насоса ЦНР 800-230 на
АЭС привел к выявлению ряда скрытых недостатков этих насосов, таких, как малая
надежность и долговечность подшипников и повышенная вибрация. Конструкция
подшипниковых узлов насоса не предназначена для частых пусков-остановок, которые
являются основным режимом работы при нормальной эксплуатации энергоблока. Отсутствие
смазки контактирующих поверхностей в начальный момент работы насоса приводит к сухому
трению вала во вкладышах и местному плавлению баббита. Это, наряду со значительным
расстоянием между радиальными подшипниками и износом деталей зубчатой полумуфты, со
временем вызывает повышение уровня вибрации насоса.
Главной проблемой является возможность выхода подшипников из строя при
аварийном запуске и отказ насоса, что недопустимо для насосов системы безопасности.
Общий вид насоса ЦНР 800-230 до модернизации
1 – корпус; 2 – корпус подшипника; 3 – маслоподающие кольца; 4 – вкладыш радиального
подшипника; 5 – ротор; 6, 12- уплотнение торцовое; 7, 11 – корпус уплотнения; 8 – крышка; 9 – колесо
рабочее; 10 – кольцо уплотнительное; 13 – подшипник осевой.
Цель глубокой модернизации насоса, предложенной ОКБМ, заключается в постоянном
наличии в зоне контакта подшипников смазывающей жидкости. В предлагаемом проекте
модернизации насоса опорами ротора являются радиальные гидростатические подшипники
скольжения, смазываемые перекачиваемой средой, прошедшей предварительную очистку от
механических примесей в мультигидроциклоне обвязки насоса.
Узлы, примененные для модернизации насоса ЦНР 800-230Р, по конструкции
аналогичны ранее разработанным в ОКБМ и успешно прошедшим проверку как в условиях
эксплуатации на объектах, так и на стендах предприятия.
Общий вид модернизированного насоса (ЦНР 800-230Р)
18

19. 1 – корпус; 2 – корпус подшипника; 3 – уплотнение торцовое; 4 – ротор; 5 – холодильник; 6, 10
– подшипник радиальный; 7 – крышка; 8 – колесо рабочее; 9 – кольцо уплотнительное; 11 –
подшипник осевой.
Конструкция гидростатического подшипника (ГСП) обеспечивает работоспособность
как при частой кратковременной работе во время регламентных пусков, так и во время
длительной эксплуатации (до 1000 ч. в год) при ремонте энергоблока.
Осевой подшипник двустороннего действия, колодочный, гидродинамический, также
смазывается перекачиваемой средой.
Для предотвращения образования кристаллов бора в уплотнении предусмотрена
периодическая подача дистиллированной воды.
Применение в качестве опор ротора в ЦНР 800-230Р ГСП на перекачиваемой среде,
расположенных непосредственно в расточках корпуса, позволило сократить расстояние
между радиальными опорами, что благоприятно сказалось на вибрационном состоянии
насоса. Это также привело к возможности исключения одного торцового уплотнения и
снижению объема протечек по валу насоса.
Сохранение гидравлических характеристик насоса после модернизации гарантируется
заимствованием деталей гидравлической части (корпус и рабочее колесо).
Основные технические параметры и показатели надежности насоса до и после
модернизации
Наименование параметра
Числовое значение
ЦНР 800-230 ЦНР 800-230Р
Подача, м3/ч 800
Напор, м 230
Частота вращения, об/мин 3000
Температура среды на входе, °С
Давление среды на входе, МПа
10-150
2,35
Внешняя утечка, л/ч, не более: 10 1
Назначенный ресурс уплотнения вала/
подшипниковых узлов, не менее, ч
10000/10000 12000/50000
В ноябре 2005 г. была осуществлена межведомственная приемка опытного образца
насоса ЦНР 800-230Р, подтвердившая надежность и работоспособность принятых
конструктивных решений. Три насоса ЦНР 800-230Р будут поставляться ФГУП «ОКБМ» на
второй блок Волгодонской АЭС.
Конструктивные решения глубокой модернизации насосов с блочной заменой узлов,
использованные для насосов ЦНР 800-230Р, применены ОКБМ также для модернизации
насосов ЦНСА 700-140, ДХ 750-115, ДХ 750-240 и ЦН 150-110. Использование
модернизированных насосов системы безопасности позволит существенно увеличить
межремонтную наработку агрегата и повысить эксплуатационную надежность энергоблока.
РАЗГРУЗОЧНЫЕ УСТРОЙСТВА ДЛЯ АЭС С ВВР
Катухин Л.Ф., Кондратьев Д.В., ОЦНТ
Разгрузочные устройства (РГУ) входят в состав локализующих систем АЭС и
предназначены для защиты внутренних строительных конструкций от превышения
допустимого перепада давления между необслуживаемой зоной (НЗ) и зоной ограниченного
19

20. доступа (ЗОД), возникающего при авариях с течами теплоносителя и для физического
разделения НЗ и ЗОД при нормальных условиях эксплуатации и нарушениях нормальных
условий эксплуатации.
Разработка конструкции РГУ, обладающей достаточной надежностью, а также
конструктивными и технологическими резервами для использования в качестве типовой, как
для АЭС-2006, так и для других типов АЭС с ВВР, была начата с анализа поставленной
разработчиком АЭС с ВВР в техническом задании (ТЗ) задачи.
Возводимые в настоящее время РГУ АЭС с ВВР должны обеспечивать согласно
соответствующих ТЗ срабатывание при перепаде давления 0,01 МПа ± 3% для АЭС
возводимой в ИРИ и 0,01 МПа ± 30% для АЭС возводимой в Индии (независимо от
направления перепада давления). Загромождение проходного сечения после срабатывания
должно быть не более 10%, разгрузочные устройства устанавливаются в проемах ранее
возведенных стен на границе между НЗ и ЗОД. Разгрузочные устройства являются
элементами нормальной эксплуатации (НЭ) важными для безопасности и должны
соответствовать соответствующим нормам и правилам. Разгрузочное устройство относится к
классу 2Н по ПНАЭ Г-1-011-89, к I категории сейсмостойкости по ПНАЭ Г-5-006-87.
Перепад давления при НЭ 50 Па, в НЗ разрежение 200 Па, в ЗОД разрежение 150 Па.
Закладные детали и неизменяющиеся элементы разгрузочного устройства должны сохранять
целостность и обеспечивать работоспособность в условиях динамических воздействий,
вызванных МРЗ и падением самолета.
Должно быть исключено образование летящих предметов при срабатывании в
аварийных режимах. При нарушении условий нормальной эксплуатации изменение
абсолютного давления в НЗ и ЗОД не приводит к созданию перепадов давления, достаточных
для срабатывания разгрузочных устройств. Абсолютное давление в НЗ и ЗОД при малых
течах 0,08…0,17 МПа, при больших течах до 0,452 МПа. Величина перетечек между НЗ и
ЗОД из-за негерметичности уплотнений РГУ при НЭ не должна превышать 300 м3
/час. При
срабатывании створки не должны выступать из проемов, в которых установлены РГУ.
Исходя уже только из этих требований, створки должны иметь размеры как минимум
вдвое меньшие, чем толщина стен (при обеспечении срабатывания в обе стороны), иметь
достаточную прочность и жесткость, надежные уплотнения, исключающие перетечки вплоть
до момента срабатывания.
В аварийной ситуации, при появлении течей в относительной близости к РГУ, можно
ожидать струйных воздействий парогазовой смеси (ПГС) на створки. При всей неизученности
течений в помещениях НЗ и ЗОД в такой ситуации, для решения основной задачи РГУ
(открытия пути потоку ПГС для исключения роста давления в помещении в котором
происходит утечка) достаточно исключить образование усилий воздействующих на створки в
обратном потоку направлении.
Конструктивно это решается применением створок имеющих ось вращения у стены
канала (исключается непредсказуемое сочетание усилий, действующее на части створки,
имеющей ось вращения в средней части створки с небольшим эксцентриситетом). Кроме того,
каждый проем РГУ разбивается на возможно большее количество каналов, что резко снижает
неравномерность потока в каждом из них. Разбиение проема на каналы одновременно
позволяет обеспечить необходимую жесткость всей рамы РГУ при приемлемом затенении
проема конструкцией в момент полного раскрытия створок.
Достаточно сложной проблемой и в конструктивном, и в технологическом плане
представляет обеспечение узкого, сопоставимого с точностью мерительного инструмента
диапазона настройки ± 3% в варианте поставки РГУ на АЭС «Бушер» в ИРИ. Расширение
диапазона, предполагаемое в варианте РГУ АЭС -2006 до ± 30% , вместе с рядом других
конструктивных и технологических решений позволяет существенно снизить стоимость
поставки.
Конструктивное выполнение РГУ в виде отдельных унифицированных каналов в
каждом проеме и относительно небольших, унифицированных створок для возможности
транспортировки и монтажа вне зависимости от монтажа другого оборудования, позволяет
20

21. также, при необходимости, провести большой комплекс испытаний вплоть до «сейсмики»,
что значительно повышает надежность предлагаемой РГУ. Полномасштабные испытания
проведены при разработке РГУ для АЭС «Бушер».
Кроме того, при такой конструкции РГУ обеспечивается простота обслуживания,
проверки срабатывания и ремонта в случае необходимости благодаря небольшим габаритам и
массам составных частей, а также небольшим действующим усилиям при срабатывании.
Изготовление, транспортирование, монтаж, особенно после начала установки
основного оборудования, и обслуживание крупногабаритных створок и рам достаточно
сложны. Достаточно сказать, что расположение проемов в стенах находится в некоторых
местах на значительной высоте и установка там устройств для настройки и проверки
срабатывания створок, обладающих значительными габаритами и массой затруднительна.
Этот анализ, проведенный на начальном этапе разработки РГУ для АЭС «Бушер»,
позволил создать надежную, простую в изготовлении и удобную в монтаже конструкцию,
обладающую большим потенциалом развития при изменении требований ТЗ для
перспективных АЭС с возможностью дальнейшего совершенствования в части снижения
стоимости и повышения технологичности.
Выявленные при анализе проблемы позволили в ходе разработки конструкции:
- обеспечить надёжное и однозначное открытие створок в сторону от аварийного
помещения особенно при динамических, струйных воздействиях истекающей из
разрушившегося трубопровода парогазовой среды;
- исключить возможность «флюгирования» раскрываемых створок в потоке
парогазовой среды с надежной фиксацией раскрытого положения;
- обеспечить время раскрытия створок не более 0,25 сек;
- обеспечить величину протечек через уплотнения створок не более 50 м3/час вплоть
до момента освобождения створки в момент срабатывания;
- обеспечить возможность монтажа конструкций после монтажа основного
оборудования и трубопроводов;
- обеспечить возможность проверки, регулировки срабатывания и демонтажа створок
для ремонта и замены в процессе обслуживания станции.
Так, РГУ, разработанное для АЭС-2006, имеет более чем вдвое меньшую стоимость на
единицу площади проема по сравнению РГУ для АЭС «Бушер» (за счет упрощения
конструкции вследствие расширения диапазона по настройке, снижения материалоемкости,
дальнейшего упрощения и унификации, сокращения номенклатуры применяемых
материалов).
В предлагаемой для АЭС-2006 конструкции РГУ существенно, с 300 м3/час до 50
м3/час снижены перетечки при НЭ, что существенно снижает расходы на эксплуатацию.
Для развертывания серийного производства унифицированной, модульной
конструкции РГУ для АЭС-2006 в объёме два-четыре комплекта в год необходимо в текущем,
2007 году, проведение подготовки производства и ряда других мероприятий, требующих
инновационных вложений, позволяющих начать с 2008 года поставку надежных и удобных в
эксплуатации и монтаже РГУ в необходимых количествах по достаточно низкой цене.
МАШИНА ПЕРЕГРУЗОЧНАЯ МП-1000
Артемьев Л.Н., Колесов В.А., Тимофеев А.В., Шапкин В.И., ОКБМ
Перегрузка топлива является одним из трудоемких, ядерно-опасных и сложных
технологических процессов, оказывающих значительное влияние на эксплуатационные и
экономические показатели АЭС. В настоящее время при разработке новых проектов АЭС с
ВВЭР, например АЭС-2006 и других, назрела необходимость в создании системы перегрузки
топлива, основной частью которой является машина перегрузочная, которая была бы самой
надежной, эффективной, недорогой и учла бы все недостатки, имеющие место на
отечественных АЭС с ВВЭР.
21

22. Утвержденная Росэнергоатомом концепция модернизации перегрузочных машин для
энергоблоков АЭС с ВВЭР (рег. №6-16/123 от 23.11.2001) определила пути
усовершенствования перегрузочных машин и их систем управления.
Машина перегрузочная МП-1000 для АЭС-2006 представляет собой сложное
технологическое оборудование, состоящее из следующих составных частей: мост, тележка,
штанга рабочая, штанга телевизионная, путь рельсовый, токоподвод моста, механизм
подрыва, телевизионная система, система контроля герметичности оболочек, система
управления МП-1000.
Машина перегрузочная транспортирует ТВС под слоем воды и выполняет следующие
транспортно-технологические операции:
- извлечение из реактора, транспортировка и установка тепловыделяющей сборки
(ТВС) в бассейн выдержки (БВ);
- извлечение из чехла в колодце, транспортировка и установка ТВС в реактор или БВ;
- извлечение из БВ, транспортировка и установка ТВС в реактор;
- извлечение, транспортировка и установка ТВС внутри реактора;
- извлечение кластера из ТВС или из каркаса кластера, установленных в БВ или в чехле
в колодце, транспортировка и установка в ТВС реактора;
- перестановка кластера в ТВС реактора;
- извлечение каркаса из чехла в колодце, транспортировка и установка в БВ;
- извлечение кластера из ТВС, установленной в реакторе, транспортировка и установка
его в ТВС или каркасы кластеров, установленные в БВ;
- извлечение отработавшей ТВС из БВ, транспортировка и установка в чехол
транспортного контейнера (по решению Инозаказчика проведение данной транспортно-
технологической операции допускается в режиме «работа реактора на мощности»);
- извлечение порожних пеналов герметичных (ГП) из чехла в колодце,
транспортировка и установка их в БВ;
- разгерметизация пенала системы обнаружения дефектных сборок (СОДС),
извлечение пробки, транспортировка и установка пробки на гнездо для хранения;
- извлечение ТВС из реактора, транспортировка и установка в пенал СОДС;
- извлечение пробки пенала СОДС из гнезда хранения, транспортировка, установка и
уплотнение пенала СОДС;
- извлечение проверенной ТВС из пенала СОДС, транспортировка и установка в
реактор, БВ или ГП в зависимости от результатов проверки;
- разгерметизация ГП, извлечение пробки, транспортировка и установка пробки в
гнездо для хранения;
- извлечение пробки ГП из гнезда хранения, транспортировка, установка и уплотнение
внутренней полости ГП, где находится дефектная ТВС;
- перестановка пенала герметичного с дефектной ТВС из одной секции стеллажей в
другую с помощью штанги для пеналов герметичных;
- осмотр наружной поверхности и маркировки ТВС и кластера с помощью СТС;
- осмотр посадочных мест под установку ТВС в реакторе с помощью устройства для
осмотра гнезд с использованием СТС;
- контроль уровня установки ТВС, расположенных в реакторе, с помощью устройства
для контроля уровня установки ТВС;
- наблюдение с помощью СТС за работой захвата ТВС;
- проведение контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов ТВС в
рабочей штанге с помощью СКГО.
Вышеуказанные операции обеспечиваются системой управления машины
перегрузочной (СУМП), которая имеет распределенную двухканальную структуру,
выполняющую требования отказоустойчивости при независимости информационных и
управляющих функций каждого канала. СУМП выдает информацию в режиме реального
времени на пульт оператора и на общий щит управления АЭС по локальной сети.
СУМП может функционировать в одном из режимов:
22

23. - «автоматический» режим, обеспечивающий выполнение циклов перегрузки или
отдельных операций, установленных технологическими алгоритмами (обеспечивается
одновременная работа следующих механизмов МП:
• моста и тележки,
• моста и поворота телевизионной штанги,
• тележки и поворота телевизионной штанги);
- «ручной» режим, обеспечивающий выполнение действий, установленных оператором
(обеспечивается возможность работы только одного механизма МП);
- «тренажерный» режим, обеспечивающий обучение операторов МП, осуществляет
имитационное моделирование на персональной ЭВМ в реальном масштабе времени процесса
перегрузки без непосредственного управления механизмами МП.
Результат достигается за счет применения:
- современной элементной базы,
- современной вычислительной техники,
- дублирования линий связи,
- учета современных эргономических требований к обеспечению работы оператора.
Основные задачи, решаемые при создании МП-1000:
- повышение надежности и эксплуатационной безопасности узлов и механизмов МП и
выполнение требований действующих нормативных документов Госатомнадзора по
безопасности;
- повышение ремонтопригодности;
- повышение унификации используемых комплектующих;
- повышение числа агрегатных узлов;
- максимальное использование принципа взаимозаменяемости отдельных узлов и
механизмов;
- уменьшение сроков проведения ППР (планово- предупредительных ремонтов) и
увеличение КИУМ (коэффициента использования мощности) за счет уменьшения времени на
перегрузку топлива;
- сокращение времени на техническое обслуживание МП и собственно процедуры
перегрузки топлива;
- введение в МП режима тренажера и обеспечение подготовки оперативного персонала;
- оптимизация перегрузки топлива за счет введения в систему управления МП
полностью автоматизированного режима и разработка программ перегрузки.
Машина перегрузочная отвечает требованиям действующих нормативных документов
Ростехнадзора:
- Категория сейсмостойкости по НП 031-01-1.
- Класс безопасности в соответствии с ПНАГ-01-011-97 (ОПБ-88/97)-2Н.
- Оценка экономического эффекта от использования МП-1000 ожидается в увеличении
КИУМ на 2-4%, что эквивалентно выработке дополнительных 200-300 млн.квт.час
электроэнергии с энергоблока.
ТРЕХМЕРНАЯ МОДЕЛЬ – ЗАЛОГ УСПЕШНОГО ПРОЕКТИРОВАНИЯ
Воробьева Л., НАВГЕОКОМ
Сегодня все большую популярность приобретает технология трехмерного лазерного
сканирования. Как наиболее эффективный, точный и быстрый метод создания трехмерных
моделей объектов, сканирование применяется для съемки промышленных объектов, мостов,
тоннелей, а также в реставрации и строительстве, архитектуре и археологии. В этой статье
речь пойдет о возможностях и перспективах применения лазерного сканирования на
предприятиях атомной промышленности.
Технология лазерного сканирования приобрела популярность в 90-х годах прошлого
века, когда персональные компьютеры стали доступными и достаточно мощными, а лазерные
сканеры преодолели уровень опытных лабораторных приборов. Таким образом, появилась
возможность использовать лазерные сканеры в полевых условиях и обрабатывать данные
23

24. трехмерной съемки с использованием офисных компьютеров. Одним из пионеров в
разработке наземных сканирующих систем была французская компания MENSI, основанная в
1986 г. Первоначально MENSI выполняла заказы для EDF Group – Электроэнергетической
компании Франции, имеющей более 40 млн. клиентов в Европе. Около 70% электроэнергии
EDF Group вырабатывалось на атомных электростанциях. Для реконструкции существующих
электроэнергетических мощностей EDF Group требовались трехмерные модели своих
производств. В дальнейшем у MENSI появились и другие заказчики, которые были
заинтересованы не столько в получении моделей, сколько в приобретении самой технологии.
В сентябре 2003 года MENSI полностью вошла в состав Trimble – американской компании,
занимающейся новейшими геодезическими технологиями.
Компания НАВГЕОКОМ является эксклюзивным дистрибьютором оборудования
Trimble для трехмерного лазерного сканирования на территории России и в странах СНГ.
Начиная с 2002 года, когда сканеры появились на российском рынке, производственный отдел
компании стал активно применять данную технологию как наиболее эффективный, точный и
быстрый метод измерений при геодезической съемке. Это не означает, что специалисты
отдела полностью отказались от традиционных геодезических методов. Существует ряд задач,
где использовать технологию сканирования наиболее целесообразно. Прежде всего, это
съемка промышленных площадок и объектов с большим количеством технологического
оборудования.
Метод лазерного сканирования позволяет создать максимально подробную цифровую
модель всего окружающего пространства, представив его набором точек с
пространственными координатами. При этом скорость съемки составляет несколько тысяч
измерений в секунду. Это на несколько порядков больше, чем мы можем получить при
традиционных методах. Представьте себе съемку стандартного для любого предприятия
элемента - трубопроводной системы. Необходимо получить информацию о диаметрах труб,
углах их изгибов, длинах отдельных участков, расположении и геометрии фланцев, задвижек,
измерительных приборов и т.д. Это очень трудоемкая работа для съемки даже с помощью
электронного тахеометра, не говоря уже об измерениях рулеткой. Что делать в том случае,
когда сложная система состоит из десятков и сотен сложных элементов? Без лазерного
сканера решить такую задачу в сжатые сроки просто невозможно.
Немаловажным является тот факт, что при выполнении съемки лазерным сканером
необходимость в остановке производства не возникает. У компании НАВГЕОКОМ уже есть
опыт сканирования действующего цеха по производству элементарной серы (Медного завода
ГМК «Норильский Никель»). Загазованность, вибрация и шум не помешали работе сканера.
При этом присутствие человека на снимаемом объекте было минимальным. Управление
процессом сканирования производилось по беспроводному соединению Wi-Fi.
Сегодня многие стратегически важные отрасли, в том числе и атомная энергетика,
нуждаются в модернизации производства. Зачастую сами строения и конструкции еще не
исчерпали свой ресурс, а оборудование уже требует замены. Тогда перед проектировщиками
встает сложная задача: в пространство, которое занимает старое оборудование, вписать
современное. Решить ее значительно проще и дешевле в среде трехмерной графики с
использованием данных сканирования существующих элементов. В этом случае наличие
точной и детальной трехмерной модели объекта – залог успешного проектирования. С
помощью трехмерного сканирования также можно проводить мониторинг объектов и вовремя
отслеживать и устранять отклонения конструкций и отдельных узлов от их проектного
положения.
Часто встречается ситуация, когда специалисты-проектировщики, привыкшие работать
с плоскими чертежами, пока плохо представляют себе, что делать с трехмерной графикой. Но
и в этом случае оптимальным будет использование лазерного сканера. По полученной
трехмерной модели можно построить любое количество разрезов и сечений, которые затем
преобразуются в стандартные плоские чертежи.
Лазерный сканер – это современный прибор, экономическая эффективность
использования которого наиболее ярко проявляется именно при съемке технологически
сложных объектов. И чем сложнее объект, чем выше концентрация оборудования, тем более
24

25. заметно превосходство этой технологии над традиционной. Отдел производства работ
компании НАВГЕОКОМ работает по тем же самым сметам, что и многие другие проектные
организации, но при этом наш заказчик получает ряд преимуществ. Наличие трехмерной
модели открывает широкие возможности для решения задач обратного проектирования,
инспектирования, уточнения конструкторской документации, создания обмерных чертежей и
планов. Трехмерная модель по сравнению с двухмерными чертежами обладает гораздо
большей наглядностью и информативностью, что позволяет использовать ее для обучения
персонала, прогнозирования внештатных ситуаций, мониторинга состояния зданий,
сооружений и технологических комплексов. Для вредных и опасных производств особенно
важно то, что, выполнив сканирование один раз, можно избежать дальнейших посещений
объекта. Наличие цифровой трехмерной модели открывает интерактивный доступ к
технологическому оборудованию атомной станции в любой момент.
СОВРЕМЕННЫЕ ТРЕБОВАНИЯ К СТРОИТЕЛЬСТВУ И ОБОРУДОВАНИЮ
ПРИ СООРУЖЕНИИ АЭС ЗА РУБЕЖОМ
Пресс-служба ЗАО «Атомстройэкспорт»
Из всех действующих сегодня технологий производства электроэнергии только
атомная энергетика имеет реальный резерв топлива и является экологически безопасной,
доступной и экономичной генерирующей технологией для обеспечения больших объемов
производства электроэнергии. Перед компаниями, занимающимися сооружением АЭС, стоит
задача – обеспечить полное соответствие современных АЭС международным требованиям к
безопасности атомных реакторов. Сегодня требования таковы: вероятность аварий с
разрушением активной зоны на новых станциях не должна быть более 1 раза в 100 000 лет на
1 реактор (10-5), а вероятность крупных аварий с выбросами радиоактивности за пределы
АЭС не должна превышать 1 раза в 1000 000 лет на реактор (10-6).
В настоящее время доля атомной энергетики составляет 17% от общего производства
электроэнергии в мире, в 30 странах мира эксплуатируются 442 ядерных реактора общей
мощностью 365 ГВт. Экспертные оценки МАГАТЭ предполагают строительство к 2020 г. до
130 новых энергоблоков (есть оценки, существенно превышающие это количество) и
увеличение общей мощности АЭС до 430 ГВт, а также годовой выработки электроэнергии до
3032 млрд. кВт-ч, что может составить до 30% мирового энергобаланса.
В США, Франции, Финляндии, ряде стран Азии (Китай, Индия, Иран, Япония, Южная
Корея), Центральной и Восточной Европы (Болгария, Словакия), а также Латинской Америки
(Бразилия, Аргентина) или уже сооружаются новые атомные генерирующие мощности, или
решения о сооружении новых атомных энергоблоков приняты, или находятся в состоянии
рассмотрения. Серьезно рассматривает развитие атомной энергетики ряд стран, не имеющих
собственной атомной генерации: Италия, Польша, Белоруссия, Турция, Египет, Марокко,
Казахстан, Чили, Нигерия, Бангладеш, Индонезия, Вьетнам, Таиланд, Австралия, Новая
Зеландия.
Объем инвестиций в строительство объектов атомной энергетики к 2020 г. может
составить от 100 до 300 млрд. долларов.
Главное условие конкурентоспособности на мировом рынке строительства АЭС –
сооружение атомной электростанции с реактором так называемого «третьего поколения».
АЭС с реактором третьего поколения означает:
– стандартный проект, подготовленный к ускоренному лицензированию;
– сокращенные сроки и стоимость строительства;
– простая и надежная конструкция, устойчивая к возможным ошибкам оператора;
– высокий коэффициент использования установленной мощности и срок эксплуатации
до 60 лет;
– защита против аварии с расплавлением активной зоны;
– минимальное воздействие на окружающую среду;
– высокое выгорание топлива и низкое количество радиоактивных отходов.
25

26. Этим требованиям полностью соответствуют российские эволюционные реакторы –
ВВЭР-1000 (проекты АЭС-91 и АЭС-92), ВВЭР-640.
При разработке российских реакторов третьего поколения использован опыт
проектирования, строительства и эксплуатации предыдущего поколения ВВЭР, а также
обеспечены стандартизированные проекты, упрощающие лицензирование и уменьшающие
стоимость и сроки строительства.
Значительно улучшены экономические характеристики АЭС нового поколения.
Снижена топливная составляющая в себестоимости электроэнергии за счет повышения
выгорания топлива до 55–60 МВт сут/кг U, снижены операционные затраты благодаря
повышению коэффициента использования установленной мощности до 90%, появилась
возможность сократить сроки сооружения АЭС до четырех лет.
Около трети стоимости современных АЭС составляет сооружение различных систем
безопасности.
Безопасность реакторов обеспечивается множественными барьерами на пути утечки
радиоактивности; пассивными и активными системами безопасности; новейшими АСУ ТП,
автоматически корректирующими работу АЭС; более простыми конструкциями,
облегчающими управление реактором и исключающими ошибки персонала; более
эффективным использованием топлива и меньшим количеством отходов
Безопасность российских АЭС третьего поколения основана на следующих принципах:
– отрицательный температурный коэффициент реактивности (при переходе воды в пар
эффективность реакции внутри активной зоны автоматически падает в связи со снижением
замедляющих свойств замедлителя);
– системы аварийной остановки реактора (в случае потери теплоносителя в активную
зону автоматически вводятся стержни, поглощающие нейтроны, а также раствор бора, сильно
поглощающего нейтроны);
– наличие активных и пассивных систем безопасности;
– принцип естественной безопасности с исключением человеческого фактора (в случае
аварии персонал АЭС может покинуть пределы станции);
– современные автоматические системы контроля и управления;
– использование пассивных систем безопасности.
Пассивные системы безопасности не требуют вмешательства оператора и
электропитания. Они используют для охлаждения реактора в критических ситуациях
природные силы: конвекцию, испарение, конденсацию и гравитацию. Например, силы
гравитации при аварийном падении давления в 1 контуре заставят воду из системы
охлаждения активной зоны затопить активную зону реактора.
Пассивные системы безопасности позволяют без вмешательства оператора (и в случае
потери подачи электроэнергии) обеспечить охлаждение активной зоны минимум в течение 24
часов для всего спектра проектных аварий. Использование таких систем в конструкции
реактора позволяет также минимизировать использование различных насосов, клапанов,
дизельных генераторов и другого оборудования.
Для реакторов мощностью 1000 МВт и более рекомендована ловушка для расплава
активной зоны (кориума). Первая в мире АЭС с ловушкой для кориума – сооруженная по
российскому проекту АЭС «Тяньвань» в Китае.
В эпоху ядерного ренессанса сооружать атомные электростанции надо быстро, с
отличным качеством и недорого. Те компании, которые научатся это хорошо делать, будут
выходить победителями в конкурентной борьбе на мировом энергетическом рынке.
В 2010–2015 годах существенным вызовом конкурентоспособности российского
машиностроения будет широкое использование модульного строительства. Модульное
строительство, возможно, является будущей технологической парадигмой, которая
принципиальным образом изменит сроки и затраты на строительство АЭС.
Для «Атомстройэкспорта» возможность применять модульные конструкции при
сооружении АЭС за рубежом станет определяющим элементом глобальной
конкурентоспособности. Для этого необходимо широкое внедрение современных цифровых
технологий, трехмерного проектирования оборудования, четырехмерных моделей
26

27. строительства АЭС. Как результат – оптимизация длительности строительного периода от
укладки первого бетона до загрузки ядерного топлива до 36 месяцев, создание виртуальных
моделей всего энергоблока, позволяющих контролировать ход сооружения АЭС в реальном
масштабе в любой выбранный момент времени с эффектом присутствия, создающих
стереоскопическое изображение оборудования и иллюзию перемещения по станции с
возможностью масштабирования.
Так как современные требования к технологиям сооружения АЭС постоянно растут,
жизненно необходимо активно использовать инновации при сооружении АЭС. Чтобы создать
современную конкурентоспособную атомную станцию, необходимо постоянно
совершенствовать технологии проектирования, строительства, монтажа и ввода в
эксплуатацию комплекса оборудования АЭС. В качестве примера можно привести следующие
факты.
При выборе проекта для сооружения двух блоков Тяньваньской АЭС в Китае, решение
в пользу российского проекта было принято китайской стороной, благодаря эволюционной
концепции проекта и, в частности, наличию ранее нигде не встречавшихся инновационных
технологий. Это вышеупомянутая ловушка расплава активной зоны реактора для случая
запроектной аварии; полностью цифровая система контроля и управления, включая системы
безопасности АЭС; двойная защитная оболочка над зданием реактора; главные
циркуляционные насосы на водяной смазке; не имеющий аналогов комплекс диагностики
состояния основного оборудования и металла АЭС, способность энергоблока АЭС работать в
режиме суточного регулирования нагрузки и многое другое.
Новые проектные и технические решения, применяемые в проекте АЭС-92, с которым
«Атомстройэкспорт» выходил на тендер на сооружение АЭС «Белене» в Болгарии, тоже
сыграли свою роль – наша компания вышла победительницей в этом тендере. И нам
совершенно ясно: только владея новыми, уникальными для каждой страны и проекта
технологиями и оборудованием, можно отстаивать лидирующие позиции в жестких
конкурентных условиях международного рынка.
Предстоит повысить экологичность российских проектов АЭС, например, применив
системы регулирования на жидких металлах, отказавшись от борного регулирования, что
позволит принципиально снизить количество отходов. Предстоит создать современную
цифровую систему управления с полным пакетом проектной документации, включая
симптомно-ориентированные эксплуатационные инструкции и документацию по
техобслуживанию и ремонту. Все это реальный прорыв в отечественном атомном
машиностроении, который обеспечит реальные конкурентные преимущества российских
предложений на мировом рынке сооружения АЭС и поможет России стать лидером на этом
рынке.
ТЕРМИЧЕСКОЕ ОБЕССОЛИВАНИЕ ВОДЫ НА АЭС КАК АЛЬТЕРНАТИВА
ХИМИЧЕСКОМУ. ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЕ И АППАРАТУРНЫЕ АСПЕКТЫ
Бондаренко Н.Б., Глушко К.В., Чернозубов В.Б., Картовский Ю.В., Егоров А.П.,
ОАО СвердНИИхиммаш
Перегудов Н.Н., технологический филиал концерна «Росэнергоатом»
СвердНИИхиммаш занимается исследованием, разработкой и созданием
дистилляционных обессоливающих установок (ДОУ) 45 лет. За это время были введены в
действие более 40 ДОУ различного типа и назначения, производительностью от 10 до 630 т/ч
по дистилляту (обессоленной воде). Были созданы три поколения ДОУ, каждое последующее
отличалось от предыдущего более высокой экономичностью и, соответственно, более низкой
себестоимостью дистиллята. Разработанные ДОУ, в отличие от зарубежных, дают
возможность работать на любой воде: океанской, морской (внутренних морей), практически
любой пресной, за исключением насыщенной по гипсу CaSO4·2H20. Наиболее крупные ДОУ
производительностью от 500 до 630 т/ч созданы нами для опреснения морских вод:
Каспийской и океанской, а также для производства обессоленного дистиллята из
солесодержащих сточных вод
27

28. Наиболее крупные обессоливающие комплексы по проектам ДОУ СвердНИИхиммаша
сооружены в Актау (Казахстан) – 11 ДОУ, Фергане (Узбекистан) и Адене (Йемен). Они
состоят из нескольких ДОУ - от 3 до 11. Все они имеют двойное или тройное назначение:
производство питьевой воды, подпитка энергоблоков высокого давления, снабжение
промышленным дистиллятом соседних предприятий. Комплекс в Актау работает на
Каспийиской морской воде, в Адене - на океанской, в Фергане - на солесодержащих стоках.
Кроме реализованных и ныне работающих ДОУ, был выполнен ряд проектов, не
реализованных из-за прекращения государственных капиталовложений. Здесь, прежде всего,
следует упомянуть о проектах ДОУ для строившихся атомных энергоблоков БН-800
Белоярской и Южно-Уральской АЭС. Назначение установок - производство
глубокообессоленной воды для подпитки водяных контуров энергоблоков. Основанием для
заказа этих проектов послужил многолетний опыт совмещения работы опреснительного
комплекса в Актау с действовавшим там энергетическим реактором БН-350: опреснительные
установки получали пар из противодавленческих турбин атомного энергоблока, а водяной
контур последнего подпитывался обессоленным дистиллятом ДОУ после необходимой
коррекционной обработки. Установка для Южно-Уральской АЭС была перспективна еще и в
том, что изымала бы из водоема (пруда-охладителя АЭС) безвозвратно около 100 т/ч воды,
что помогло бы решить задачу о прекращении постепенного переполнения водоема,
расположенного на известном Теченском каскаде. Обе установки были спроектированы,
проекты согласованы с заказчиками и генеральными проектировщиками. Обе относились к
третьему поколению ДОУ.
Дальнейшее развитие этого направления водоподготовки состоялось только в конце
90-х годов, когда было принято решение о проектировании и сооружении ДОУ для
обессоливания воды на Ростовской АЭС на основании выполненного ТЭО, где сравнивались
ДОУ, установки обратного осмоса и химического обессоливания воды по новейшей
технологии UP,CO,RE, разработанной ДАУ Кемикл Компани (DOW). Разработанная для
указанной цели ДОУ является усовершенствованным образцом установки третьего
поколения. Ниже излагаются принципы, на которых основаны тепловая и технологическая
схема и конструкция основного оборудования таких установок, их преимущества, а также
некоторые сведения о ДОУ Ростовской АЭС.
ДОУ третьего поколения. Тепловая и технологическая схемы этих установок -
традиционные, основанные на известной многокорпусной выпарке с прямоточным питанием;
особенность состоит в большом количестве (10-12) испарительных ступеней, соединенных
последовательно по греющему пару и питанию (испаряемой воде).
Главными химико-технологическими характеристиками являются коэффициент
концентрирования (отношение суммы солей в сбросной концентрированной воде и в
исходной, поступающей в ДОУ) и выбранная система защиты оборудования от отложения
накипи. Обе обуславливаются ионным составом и прочими характеристиками исходной воды
для обессоливания и техническими требованиями заказчика. Коэффициент концентрирования
в зависимости от этих факторов может быть от 2 до 10; система защиты от накипи принята на
основе микродозировки современных антинакипинов-полиэлектролитов, отличающихся
очень низкой их потребной концентрацией в воде от одного до нескольких мг/кг.
Основные преимущества ДОУ третьего поколения достигаются применением
испарителей принципиально иного типа против таковых в ДОУ двух предыдущих поколений,
оснащавшихся испарителями вертикально-трубными с естественной или принудительной
циркуляцией (типа ЕЦ и ПЦ) воды внутри теплообменных труб. Новые ДОУ оснащаются
горизонтально-трубными испарителями (тип ГП) с подачей греющего пара внутрь труб и с
орошением трубных пучков по наружной поверхности труб водой, подаваемой на испарение.
Такая схема движения сред внутри испарителя обеспечивает высокие коэффициенты
теплоотдачи при конденсации пара внутри труб и при турбулентном течении испаряемой
жидкости в пленке на их поверхности. Сокращаются размеры испарителя благодаря
сокращению сепарационного объема для разделения капельного уноса жидкости и
образующегося вторичного пара, а также необходимого многократного объема воды в
аппарате. В результате масса и габаритные размеры испарителя ГП меньше в 1,3-1,5 раза, чем
28

29. испарители ДОУ первых поколений (типов ПЦ и ЕЦ). Соответственно, и ДОУ ГП,
составленная из 10-12 испарителей ГП или блока ступеней ГП, объединенных в единый
конструктив, отличается теми же показателями. Основными преимуществами ДОУ-ГП перед
химическим обессоливанием для новой АЭС-2006 и новой технологической платформы
атомной энергетики (НТП) являются следующие:
- они потребляют в работе только собственные ресурсы АЭС: пар из отборов турбин
давлением от 0,2 до 1,6 МПа (абс), воду и электроэнергию, не завися от регулярных
многотоннажных поставок кислоты и щелочи;
- работают в непрерывном стационарном режиме, без переключений, регенераций и
т.п., как и все теплоэнергетическое оборудование;
- возвращают в водоем при непрерывной работе лишь те соли, которые взяты из него с
исходной водой, не формируя сбросов в виде солесодержащих нейтрализованных стоков от
использования кислоты и щелочи; следовательно, не требуют технологии и сооружений для
их переработки и захоронения в виде твердых солей: кислота и щелочь потребляются только
при промывках оборудования в количествах приблизительно на два порядка меньше, чем при
химводообессоливании. Следовательно, в отношении экологии они – вне конкуренции.
Установка ДОУ-50 для Ростовской АЭС - это наиболее новая из осваивавшихся
установок третьего поколения. Две ДОУ-50 уже построены и в настоящее время осваиваются
в эксплуатации. Каждая из них представляет собой 10-ступенчатую установку с прямоточным
питанием сырой отфильтрованной водой от водозабора из Цимлянского водохранилища, без
реагентной обработки коагулянтом, известкованием и т.п. Вода перед подачей на подогрев и
испарение подвергается вакуумной деаэрации и вводу микродозы антинакипина в пределах
ПДК его в воде хозяйственно-бытового назначения.
Каждая из 10 испарительных ступеней выполнена в виде цилиндрического
горизонтального аппарата, которые компонуются один над другим в два вертикальных
каскада по 5 в каждом; это обусловлено размещением ДОУ (всего их предусмотрено четыре
на два энергоблока) в имеющемся производственном помещении. Установки оснащены
системой автоматического управления с помощью двухуровневой АСУ.
Краткая характеристика одной ДОУ-50:
- обозначение по ГОСТ ДОУ-50/10 ГП
- производительность по дистилляту номинальная 50 т/ч
- в кратковременном форсированном режиме (максимальная) 65 т/ч.
Удельные расходы на 1т дистиллята в номинальном режиме:
- пара давлением 0,10…0,16 МПа 0,98 т
- электроэнергии U=380В не более 1,2 кВт·ч.
Электропроводимость получаемого дистиллята:
- непосредственно из оборудования ДОУ не более 2,5 мкСм/см
- за контрольным фильтром ФСД не более 0,3 мкСм/см.
Габаритные размеры смонтированной ДОУ 8х9,7х15,3м. Масса вновь изготовляемого
оборудования 108 т.
Представляется, что подобная ДОУ номинальной производительностью 50 т/ч
позволит обеспечить типовой энергоблок ВВЭР-1000 обессоленной водой с некоторым
запасом, а при 100-процентном резервировании - два. В любом случае применения их для
других объектов требуется корректировка воднохимического режима (а возможно и
теплового) применительно к свойствам перерабатываемой воды по результатам исследования
этих свойств: ионного состава, рН, содержания и характера взвесей (илов) и органических
веществ.
Для превращения описанного головного промышленного образца в типовую
(серийную) установку водоподготовки потребуется также ревизия некоторых технических
решений как по схеме, так и по оборудованию:
- выбор оптимальной производительности;
- модульность, в т.ч. учитывающая различие воды 12 шт. прудов охладителей;
- применение, при экономической целесообразности, гибридной схемы: ДОУ +
обратный осмос.
29

30. Испарители ДОУ применяются в качестве основных аппаратов выпарных установок
различного назначения, типа и масштаба в химических, гидрометаллургических,
галургических производствах. То же можно сказать о поверхностных конденсаторах и
вакуумных деаэраторах подпиточной воды теплосетей. В заключение отметим, что
термообессоливающие установки ДОУ-50 построены, испытаны в эксплуатационном режиме
и в настоящее время осваиваются в постоянной эксплуатации штатным обслуживающим
персоналом, прошедшим обучение.
ПЕРСПЕКТИВНЫЕ СИСТЕМЫ ПАССИВНОЙ АВАРИЙНОЙ ЗАЩИТЫ ДЛЯ
НОВОГО ПОКОЛЕНИЯ АТОМНЫХ СТАНЦИЙ
Сорокин А.П., Портяной А.Г., Сердунь Е.Н., ГНЦ РФ-ФЭИ им. А.И.Лейпунского
Роль пассивных защитных устройств. В настоящее время одной из наиболее
актуальных задач развития атомной энергетики является повышение безопасности АЭС.
Проведенные в различных странах исследования показали, что одним из наиболее
эффективных способов решения данной задачи является использование т.н. пассивных
защитных устройств (ПЗУ). Функционирование таких устройств не требует внешних
источников, цепей контроля и управления, т.е. они полностью автономны. Использование
ПЗУ позволяет существенно снизить влияние неблагоприятных эксплуатационных факторов
на узлы и тем самым повысить безопасность эксплуатации АЭС.
В настоящее время предложено несколько сотен ПЗУ различного функционального
назначения [6]. Вместе с тем известные ПЗУ не получили широкого распространения, в
первую очередь, в силу ограниченности реализуемых функций и тяжелых условий
эксплуатации на АЭС. Перспективные ПЗУ нового поколения должны быть, в максимально
возможно степени, свободны от указанных недостатков.
ПЗУ нового поколения. Поставленную задачу можно решить с использованием
многофункциональных, т.н. «интеллектуальных» технологий. Накопленный опыт позволяет
рекомендовать для создания нового поколения ПЗУ комплексное использование технологий
памяти формы (ПФ) и лиофобных капиллярно-пористых систем (ЛКПС). Интерес к данным
технологиям объясняется рядом их уникальных физических свойств. Памятью формы
называют явление, при котором образец, пластически деформированный при определенной
температуре, в случае нагрева до более высокой температуры возвращается к своей исходной
форме вследствие обратного мартенситного превращения.
Сплавы с ПФ имеют ряд необычных физико-математических свойств [2]:
• память формы – восстанавливая деформация достигает 10%, в то время как
упругая для обычных материалов не превышает 0,5%;
• высокие демпфирующие свойства (относительное рассеяние энергии более
10%, т.е. на уровне магния и его сплавов);
• высокая пластичность и сверхупругость;
• генерация значительных усилий (~600 МПа у никелида титана).
ЛКПС – это сложные системы, состоящие из капиллярно-пористой матрицы и
лиофобной (несмачивающей матрицу) жидкости. ЛКПС обладают рядом уникальных
физических свойств [5]:
• высокой дилатометрией при плавлении;
• аномально высокой сжимаемостью;
• отрицательным температурным коэффициентом объемного расширения;
• способностью крайне эффективно и обратимо накапливать и преобразовывать
тепловую и механическую энергию.
Комплексное использование технологий ЛКПС и ПФ позволяет создать новое
поколение ПЗУ широкого функционального назначения для АЭС.
Защитные устройства по уровню температуры. Устройства предназначены для
повышения безопасности энергетического оборудования и придания ему свойств внутренне
30

31. присущей самозащищенности от нарушений технологического режима и ошибок персонала, а
также обеспечения гарантированного ресурса его безопасности. Проведенные расчеты
показали, что вероятность развития тяжелых аварий (типа ULOF, UTOP, ULOHS) быстрых
реакторов при этом уменьшается практически на два порядка.
Разработанные устройства функционируют на основе технологий ЛКПС и ПФ и имеют
ряд преимуществ перед известными [4]. Основные характеристики устройств:
• диапазон срабатывания 50 – 700 °С;
• пороговый характер и высокая надежность срабатывания;
• генерация значительных усилий (до ~104
Н);
• инерционность в потоке жидкости ~1-5 c.
Устройства защищены патентами РФ №2086009, №2138086.
Пассивные защитные трубопроводные устройства. На трубопроводных устройствах
происходят до 25% отказов и до 70% затрат на ремонт энергоблоков АЭС. Технология ПФ
имеет очень хорошие перспективы применения с целью повышения эффективности
трубопроводных устройств АЭС (муфты для соединения труб, глушение трубок при их
разгерметизации, терморегулирующие клапаны и др.) [1, 3]. На основе технологии ПФ
возможна разработка устройств пассивной защиты сварных швов, например, в виде хомутов,
из ПФ пассивно создающих напряжение сжатия и тем самым разгружающих швы
трубопровода, нагруженных внутренним давлением теплоносителя.
Самосрабатывающие запорные устройства, основанные на технологии ПФ и ЛКПС,
предназначены для аварийного отключения трубопроводов, в т.ч. для уменьшения потерь
теплоносителя ЯЭУ при аварийной разгерметизации трубопроводов.
Демпферы пульсаций давления жидкости. Устройства предназначены для снижения
пульсаций давления жидкости, последствий гидроудара и повышения надежности и ресурса
оборудования, особенно в местах размещения нагнетателей давления и запорной аппаратуры.
Возможно использование разрабатываемых демпферов в качестве стабилизаторов давления
жидкости.
Выполненные проработки показали, что созданное на основе технологий ЛКПС и ПФ
устройство будет обладать следующими характеристиками:
• диапазон уровня рабочего давления – 0,1 – 15 МПа;
• частота демпфирования пульсаций – < 50 Гц;
• характер срабатывания – пассивный;
•рабочий диапазон температур – 50 –600 0
С.
Преимуществами демпфера на основе лиофобных капиллярно-пористых систем перед
известными – большая эффективность и более широкий частотный диапазон демпфирования
пульсаций давления, низкая инерционность, простота и низкая металлоемкость устройства и
др. Устройство защищено патентом РФ № 2084750.
Компенсатор давления жидкости. Поскольку жидкости являются практически
несжимаемыми (например, для воды k ~ 5⋅10-10
Па-1
), то ввод в состав объекта пассивного
устройства, обладающего высокой сжимаемостью, позволит существенно облегчить условия
работы объекта, нагруженного давлением. Сжимаемость лиофобных систем на порядки (два –
четыре) превосходит величины сжимаемости известных жидких рабочих сред. Данный
эффект положен в основу нового поколения пассивных лиофобных компенсаторов давления.
Устройства в соответствии с требованиями заказчика могут иметь следующие
технические характеристики:
• диапазон срабатывания - 0,1…20МПа;
• характер срабатывания - пассивный, пороговый (непрерывный);
• время срабатывания ≤ 1 с;
• срабатывание - при повышении P≥Pдоп
- при понижении P≤Pдоп.
31

32. Преимуществами разрабатываемых устройств перед известными (мембраны, клапаны
и др.) являются отсутствие разгерметизации системы и многократный, пассивный характер
срабатывания. Лиофобные компенсаторы давления могут найти применение для защиты
герметичных емкостей с жидкостью, находящейся под давлением, например, трубопроводов,
экологически опасных объектов энергетики, промышленности, трубопроводного транспорта.
Устройство защищено патентом РФ №2187742.
Литература:
1. Ионайтис Р.Р., Шведов Н.Л. Прямодействующая аварийная защита. – Атомная
техника за рубежом, 1988, №1. – С. 10-16.
2. Лихачев В.А., Кузьмин С.Л., Каменцева З.П. Эффект памяти формы. – Л.: Изд.
ЛГУ, 1987.
3. Митенков Ф.М., Самойлов О.Б., Щукин И.М. Перспективы использования
сплавов с эффектом памяти формы в атомной технике. – Тяжелое машиностроение, 1991, №7.
– С. 16-19.
4. Портяной А.Г., Сердунь Е.Н., Сорокин А.П., Егоров В.С., Мальцев В.Г.
Разработка и изучение характеристик пассивного устройства останова быстрого реактора. –
Атомная энергия, 1999. – Т. 86, вып. 1. – С. 77-81.
5. Сердунь Е.Н., Портяной А.Г., Сорокин А.П., Портяной Г.А. О возможности
разработки энергетических устройств на основе лиофобных капиллярно-пористых систем. –
Теплоэнергетика, №12, 2000. – С. 64-68.
6. Сорокин А.П., Портяной А.Г., Сердунь Е.Н., Шкаровский Д.А. Пассивные
устройства остановки реакторов: классификация характеристик и оценка степени
совершенства. – Атомная энергия, 1998. – Т. 84, вып. 5. – С. 394-398.
КОМПЛЕКС СРЕДСТВ ДЛЯ СОЗДАНИЯ ИНТЕГРИРОВАННОЙ СИСТЕМЫ
НИЖНЕГО УРОВНЯ АВТОМАТИЗАЦИИ ЭНЕРГОБЛОКОВ АЭС
Бармаков Ю.Н., Кишкин В.Л., Мартьянов Ю.В., Нариц А.Д., ВНИИА им.
Н.Л.Духова
В рамках создания АСУТП для проекта АЭС-2006, одной из основных задач следует
считать создание интегрированного комплекса автоматизации нижнего уровня на основе
базового комплекта аппаратуры. Такой интегрированный комплекс должен отличаться
следующими основными особенностями:
• Максимальная унификация оборудования нижнего уровня АСУТП;
• Единая информационная среда для всех подсистем низовой автоматики;
• Наличие новых эффективных интерфейсов подключения к датчикам и
приводам, в т.ч. «интеллектуальным»;
• Единая САПР, позволяющая реализовать сквозной цикл создания нижнего
уровня АСУТП – от технологов до наладчика и эксплуатационного персонала;
• Ограничительный перечень датчиков и приводов, аттестованных для
применения в составе унифицированного комплекса аппаратуры.
Как показывает опыт создания АСУТП третьего блока Калининской АЭС, АЭС
«Бушер» и «Куданкулам», реализация всех функций нормальной эксплуатации возможна на
одном типе аппаратуры, и на технике ТПТС решается весьма эффективно. Поэтому, вопрос
унификации стоит в основном для т.н. «спецсистем», т.е. для систем защиты и управления
реактором.
Сформулируем основные требования к базовым программно-техническим средствам.
1. Аттестация по классу 2У для возможности реализации соответствующих систем
безопасности;
2. Наличие мощной САПР, аттестованной для систем безопасности;
32

33. 3. Возможность выполнения всех управляющих функций с требуемыми
характеристиками;
4. Наличие современной среды разработки, позволяющей дополнять систему
новыми специфическими функциями, сохраняя системное единство;
5. Наличие стабильного изготовителя;
6. Наличие соответствующего опыта применения в тепловой и атомной
энергетике;
7. Соответствие современному научно-техническому уровню с целью обеспечения
конкурентоспособности на мировом рынке.
В настоящее время в России совокупности этих требований в наиболее близкой
степени соответствует аппаратура ТПТС, разработанная и постоянно развиваемая ВНИИА.
Примерная структура АСУ ТП, построенной на унифицированных средствах
Реакторное отделение
ДАТЧИКИ И ИСПОЛНИТЕЛЬНЫЕ МЕХАНИЗМЫ
Машзал
СВБУ
Блочный щит управления
СистемаавтоматизацииТПТС
НЭ ЭЧСР ТКГ
. . .
Канал2
. . .
Канал3Канал1
. . .
TPTS51TPTS51
. . .
НЭ
TPTS51TPTS51TPTS51TPTS51
сервер сервер
СИУР СИУТ
Резервный щит
управления
Интегрированная УСБ
ДАТЧИКИ И ИСПОЛНИТЕЛЬНЫЕ МЕХАНИЗМЫ
. . . . . .
TPTS51TPTS51 TPTS51TPTS51TPTS51TPTS51 TPTS51TPTS51TPT S51TPT S51TPTS51TPTS51
TPTS51TPTS51 TPTS51TPTS51TPTS51TPTS51 TPTS51TPTS51 TPTS51TPTS51TPTS51TPTS51TPTS51TPTS51 TPTS51TPTS51 TPTS51TPTS51
Основные принципы применения аппаратуры ТПТС как базовой в составе
унифицированного комплекса средств низовой автоматики (УКС НА) следующие:
1. Поставщики подсистем используют для реализации подсистем
унифицированные средства, используя единую системную САПР GET-R.
2. Исходные данные от технологов поставщики получают в формате системной
САПР, что позволяет исключить неоднозначности при взаимодействии.
3. При необходимости реализации специфических функций проводится разработка
соответствующих модулей с сохранением системных принципов унифицированных средств.
Разработка может проводиться как самим поставщиком, так и ВНИИА.
ВНИИА, как поставщик унифицированных средств обеспечивает:
• изготовление и поставку средств;
• предоставление помещений и инфраструктуры для отработки изготовленного
комплекса;
• обеспечение выполнения унифицированной аппаратурой требуемых системных
характеристик;
33

34. • поставку и поддержку системной САПР, в т.ч. введение новых функций;
• при необходимости обеспечивает все исходные данные и среду разработки
программно-технических средств для проведения поставщиками самостоятельной разработки
в рамках единой системы.
Шинная система EN образует единую информационную среду. Все подсистемы
проектируются с помощью единой САПР GET-R.
Варианты подключения датчиков и приводов
В зависимости от проектных решений и наличия соответствующего оборудования
возможна комбинация всех трех способов подключения датчиков и проводов. Использование
второго и третьего способов дает существенные преимущества по сравнению с
традиционным:
• Радикальное сокращение кабельных связей (на два и более порядков);
• Повышение помехоустойчивости за счет оптоволоконных связей;
• Потенциальная развязка аппаратуры от технологического оборудования;
• Упрощение сопровождения и дальнейшего развития системы;
• Упрощение проектирования;
• Удешевление монтажа.
При этом, естественно необходимо проектными и системными методами обеспечить
защиту от отказа по общей причине.
Датчики давления и их применение в интегрированной системе автоматизации АЭС.
Модельный ряд разработанных в институте датчиков давления ТЖИУ406-АС разработан с
высокой степенью адаптации к требованиям совместного применения с аппаратурой нижнего
уровня ТПТС и использованию цифрового интерфейса (RS-485) позволяет:
- упростить процедуры монтажа, эксплуатации и проведения обслуживания за счет
наличия сервисных функций (в т.ч. имеющегося цифрового индикатора, возможности
удаленного управления датчиком по цифровым линиям связи) и применения
взаимосогласованного интерфейса обмена данными с ТПТС;
- повысить точность измерения давления системы за счет применения цифровых
фильтров (РТ-звено, адаптивный фильтр, нелинейный фильтр) с возможностью гибкого их
использования, адаптации к различным исходным параметрам. При этом достигается
"Интеллектуальные" привода и
датчики с цифровым интерфейсом
Используется цифровой шинный интерфейс
Удаленные контроллеры
Нижний уровень управления встроен в шкафы
НКУ или размещен на стендах датчиков
Традиционная схема
К каждому датчику (приводу) тянется
индивидуальная система проводов
ТПТС55ТПТС55 ТПТС55ТПТС55
. . .
До 14 "длинномерных" проводов на 1
механизм, от 2 до 4 проводов на датчик
До 50 тыс.(!) "длинномерных" проводов в
системе
Шкафы НКУ
. . .
Привода
ТПТС55ТПТС55
ТПТС55ТПТС55
. . .
. . .
2 "длинномерных" провода или оптоволокна на 8-
12 механизмов, или на 100-200 датчиков
До 1 тыс. "длинномерных" проводов (оптоволокон)
в системе
ТПТС55ТПТС55 ТПТС55ТПТС55
. . .
Датчики Датчики
Помещения
аппаратуры
Помещения
технологического
оборудования
2 Провода или оптоволокна на 8-12 механизмов,
или на 100-200 датчиков
Десятки-сотни "длинномерных" проводов
(оптоволокон) в системе
Приводы ДатчикиПриводы
34

35. эффективное подавление технологических шумов с диапазонами частот 10…200 Гц и
амплитудой до 50% от диапазона измерения;
- обеспечить высокую степень защиты от внешних электромагнитных воздействий, как
за счет конструктивных решений, так и наличия встроенного фильтра радиопомех;
- значительно сократить объем кабельной продукции за счет объединения при
подключении до 32 датчиков к одной линии связи;
- проводить контроль быстропротекающих процессов и диагностику по ним состояния
оборудования. В данном случае осуществлено совместное применение аналогового и
цифрового интерфейса передачи данных. Цикл измерения технологического параметра
составляет не более 20 мс.
Применение датчиков ТЖИУ 406-АС в сочетание с аппаратурой ТПТС обеспечивает
наиболее эффективную реализацию функций измерения давления. Это обусловлено, во-
первых, встроенными функциями фильтрации, обеспечивающим рациональное распределение
обработки информации между датчиками и аппаратурой, во-вторых, большим объемом
совместной отработки датчиков и аппаратуры, в том числе в части электромагнитной
совместимости.
АТОМНЫМ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЯМ - НАДЕЖНЫЙ ФУНДАМЕНТ
Еремин В.Я., к.т.н., Еремин А.В., фирма РИТА
Буданов А.А., МГСУ
Увеличение заказов на устройство свайных фундаментов для высотных зданий и
ответственных сооружений в Москве, решением которых строители поглощены с головой, не
давало задуматься о том, что в России еще строят атомные электростанции (АЭС).
В журнале «Механизация строительства» [1] прочитали – строят! И строят часто на
слабых грунтах, как и высотные здания в Москве. Задача строителей, обеспечить высокую
надежность фундаментов, в том числе для тяжелых реакторных отделений [1; 2], к осадкам и
кренам которых предъявляются жесткие требования. Чтобы оценить возможности
российского фундаментостроения, для устройства надежных фундаментов АЭС, вернемся к
опыту строительства в Москве, где все территории, удобные для строительства практически
использованы. Под высотные здания отдают участки, ранее считавшиеся непригодными и
«островки» плотно зажатые существующей застройкой, что предъявляет особые требования к
устройству фундаментов.
С 1990 года в геотехнике применяется новый вид свай высокой несущей способностью
(НС) по грунту – сваи-РИТ. Отличительная особенность изготовления этих свай состоит в
динамическом уплотнении около свайного грунта, электрическими разрядами импульсного
тока (РИТ) в бетонной смеси. На электроды, погруженные в скважину, заполненную
подвижной бетонной смесью (П-4…П-5), периодически подают импульсы тока высокого
напряжения. При достижении в межэлектродном промежутке плотности энергии 109…1013
Дж/м3 электрическая прочность бетонной смеси не выдерживает и происходит пробой -
электрический разряд. Скорость нарастания тока в момент разряда достигает 1012 А/с. В
момент пробоя возникает ударная волна (УВ), а запасенная в конденсаторах электрическая
энергия взрывообразно преобразуется в другие ее виды. На месте разряда образуется быстро
расширяющаяся камуфлетная полость, обеспечивающая механическое перемещение бетонной
смеси, которая передает импульс давления в грунт, и за счет его деформации, формируется
камуфлетное уширение (КУ) сваи [3].
Известен опыт устройства свай с камуфлетными уширениями, получаемыми взрывами
зарядов взрывчатых веществ (ВВ). Известно, что повторить взрыв ВВ в скважине,
заполненной бетонной смесью весьма сложно, поэтому при их устройстве [4] использовали
заряды большой массы. Помимо проблем транспортирования, хранения, заряжания и
ликвидации возможных отказов, при использовании мощных зарядов ВВ возникает проблема
сейсмического воздействия. По этой же причине не целесообразно осуществлять
электрические взрывы (ЭВ) с энергией более 60 кДж, тротиловый эквивалент которой
составляет 7,2 г (вычислено по данным [5] при ЭВ в замкнутой камере). При создании свай-
35

36. РИТ камуфлетные уширения формируют за счет повторения ЭВ. Образуемая при ЭВ полость,
заполняется пластичной бетонной смесью под действием сил гравитации. При изготовлении
свай-РИТ диаметром 320 мм НС по грунту более 360 т, на объекте по адресу ул.
Давыдковская - 19, выполняли более 500 ЭВ на сваю. НС свай-РИТ убедительно
подтверждена исследованиями [6] и сотнями контрольных испытаний по [7].
К настоящему времени предложено несколько методик расчета НС свай-РИТ по грунту
[8; 9], однако НС, установленная при испытаниях вдавливающей нагрузкой, в 2…2,5 раза
превышает рассчитанную по [8; 9]. Наибольшую сходимость с результатами испытаний
давали расчеты, по методике [10], представленной для обсуждения на научном
дискуссионном семинаре по современным теоретическим и практическим проблемам
механики грунтов 23 февраля 2001 года в Российском университете Дружбы народов (РУДН).
С незначительными изменениями [11] методика прошла практическую проверку при
проектировании и строительстве сотен объектов на сваях-РИТ.
С выходом методики расчета [11] объем применения свай-РИТ стал возрастать с
каждым годом [3; 12]. Особенно резко вырос спрос на сваи-РИТ после их успешного дебюта в
основании жилого дома высотой 120 м (пр-т Вернадского – 37), инициатором которого был
д.т.н. профессор С.А.Амбарцумян (в то время вице-президент Главмосстоя). На 899 сваях-
РИТ диаметром 320 мм длиной 21 м, объединенных плитой площадью 1570 м2 был возведен
дом весом 128 тысяч тонн. Осадки дома по данным мониторинга, осуществляемого
специалистами НИИОСП им. Н.М.Герсеванова в течение двух лет после ввода его в
эксплуатацию, стабилизировались, не превысив 40 мм [13]. Применение свай-РИТ позволило
обеспечить высокое качество фундаментов, сократить сроки строительства и сэкономить
огромные средства.
Территория этого жилого комплекса на 225 квартир «зажата»:
- с севера - зданием спортивного комплекса, расположенным в метре от кромки,
проектируемой фундаментной плиты;
- с востока - искусственным прудом, отделенным перешейком шириной ~8 м, по
которому проложена магистральная теплосеть, «зеркало» воды в пруде на 2 м выше дна
котлована;
- с юга - коллектором 2 Ø 1,7 м, проложенным на расстоянии 3 м от края фундаментной
плиты, а над ним теплосетью;
- с запада - упомянутым коллектором, проложенным на расстоянии 1,5 м и на 4 м ниже
фундаментной плиты возводимого здания, а дальше проспектом Вернадского.
Под фундаментной плитой высотной части комплекса на глубине 4 м был когда-то
проложен коллектор Ø 0,7 м, для перелива воды из пруда.
Инженерно-геологическими изысканиями в основании комплекса выделено 33
инженерно-геологических элемента (ИГЭ).
Ниже дна котлована вскрыты водонасыщенные неслежавшиеся насыпные грунты
(tQIV), представленные суглинками, реже глинами, с обломками кирпича, строительного
мусора, щепы и растительных остатков. Толща неслежавшихся грунтов, оставляемых под
фундаментной плитой, составляла 3…6 м. Эти грунты обладают средней сульфатной
агрессией к бетону нормальной водопроницаемости. Под насыпными грунтами залегают:
- современные озерно-аллювиальные отложения (laQIV), представленные суглинками
от текучепластичной (ИГЭ-2б) до тугопластичной (ИГЭ-2) консистенции, слоем толщиной до
4 м;
- верхнечетвертичные покровные образования (prQIII), в виде оподзоленных
тугопластичных суглинков слоем до 1,6 м;
- надморенные флювиогляциальные (fQIId-ms) отложения слоем до 1,4 м
представленные песками, супесями, суглинками и глинами;
- ниже - моренные отложения днепровского оледенения (gQIId) мощностью 8…12 м,
представленные суглинками от мягкопластичной до полутвердой консистенции, ниже
глинами полутвердой консистенции;
- под мореной - прерывистые в плане флювиогляциальные среднечетвертичные
отложения (fQIIo-d), образующие фациально-неоднородную толщу достигающую местами 3,8
36

37. м, сложенную суглинками, супесями, песчаными разностями и гравийно-галечниковыми
водонасыщенными грунтами (напор воды до 10 м);
- на глубине 17…19 м от дна котлована залегают нижнемеловые (К1) породы
мощностью 7…12 м, представленные мелкими и пылеватыми песками с линзами глин,
суглинков и супесей толщиной 0,4…0,8 м;
- под нижнемеловыми породами залегают верхнеюрские (J3) отложения,
представленные водонасыщенными плотными пылеватыми и мелкими песками, вскрытая
мощность 32…34 м.
Проектом был предусмотрен свайно-плитный фундамент на буронабивных сваях
диаметром 1 м, длиной 24 и 22 м. До начала устройства, которых следовало вынести
упомянутый выше коллектор, на который попадали сваи, что отодвигало начало основных
работ на год. Сметная стоимость устройства 237 свай диаметром 1 м, длиной 24 м, для
корпуса №1 (Н = 120 м) в ценах 2002 года превышала 237 млн. рублей, для корпуса №2 (Н =
60 м) - 198 свай длиной 22 м, превышала 104 млн. рублей. Устройство такого свайного
основания сводило к минимуму экономическую целесообразность освоения этой площадки,
удобно расположенной у выхода метро.
В связи с этим проект был переделан на сваи-РИТ несущей способностью 150 т, для 1-
го корпуса 899 свай длиной 21 м Ø 320 мм и для 2-го корпуса 455 свай длиной 18 м.
За 2 месяца (февраль - март 2002 г.) были изготовлены сваи-РИТ под корпусом №2.
Три сваи испытаны вдавливающей нагрузкой по [7]. Для проведения испытаний не ожидая
набора бетоном требуемой прочности (температура грунта 8…9 ˚С), сваи армировали 6 Ø 32
А-III.
Испытания свай выполняли научные сотрудники НИИОСП им. Н.М.Герсеванова,
сектор №26, возглавляемый д.т.н., профессором Григорян А.А. Первую сваю испытали через
15 дней после ее изготовления. При нагрузке 180 т осадка сваи составила 15,11 мм, остаточная
деформация после снятия нагрузки 5,73 мм (свая №18). Вторую сваю испытывали через 28
дней, при нагрузке 180 т осадка 8,93 мм, остаточная деформация 1,88 мм (свая №22).
Учитывая начало устройства свай-РИТ под высотный корпус, третью сваю испытали
нагрузкой 234 т. При нагрузке 180 т осадка сваи составила 10,71 мм, при нагрузке 234 т -
18,46 мм, остаточная деформация 5,47 мм (свая №402).
Для разрешения применения свай-РИТ в основании высотного здания, НИИОСП им.
Н.М.Герсеванова поставил условие, провести контрольные испытания грунтов сваями
нагрузкой 216 т, превышающей реальную в 1,5 раза. При массе дома 128 000 т на сваю
приходится в среднем 144 т. Уверенные в надежности свай-РИТ, мы предложили не назначать
испытательные сваи в проекте, а выбрать по желанию испытателей или заказчика после
изготовления свай.
В связи с тем, что коллектор, проложенный под корпусом не был вынесен, 76 свай-
РИТ разместили и изготовили на расстоянии 150…300 мм от коллектора, сохранив его для
пропуска паводковых вод и до устройства байпаса. Байпас сделали, когда завершалось
бетонирование 22 этажа, после чего коллектор был заполнен песком и заглушен. Из-за
наличия под плитой насыпных грунтов, вся нагрузка от здания воспринималась сваями-РИТ.
Армирование свай-РИТ выполняли из двух секций, стыкуемых внахлест. Верхняя секция
армировалась шестью стержнями Ø 28 А500С, нижняя 6 Ø 25 А500С. Работая круглосуточно,
за три месяца изготовили 899 свай-РИТ.
Дальнейшие испытания свай-РИТ на вертикальную вдавливающую и горизонтальную
нагрузки, также проводили специалисты сектора №26 НИИОСП. При нагрузке - 216 т сваи
давали осадку 13,52…18,46 мм, остаточные деформации составили 1,77…5,90 мм, что
свидетельствует о работе свай в упругой стадии.
По результатам мониторинга, который осуществляли специалисты НИИОСП в течение
двух лет, осадки здания стабилизировались, не превысив 40 мм, официальные данные по
кренам, к сожалению, нам не удалось получить, но на словах было заявлено, что крены в
десятки раз меньше допустимых.
При сравнении сметных стоимостей, эффективность замены предусмотренных в
проекте свай большого диаметра на сваи-РИТ составила четырех кратную величину.
37

38. В 2004 году в очень сложных грунтовых условиях (ул. Давыдковская, 19) было
выполнено свайное основание для комплекса зданий высотой 78 м. Два корпуса массой более
160 тысяч тонн были построены на 1370 сваях-РИТ. Заканчивается возведение 33 этажного
офисного здания построенного на 502 сваях-РИТ. Осадки и крены этих зданий, фиксируемые
при постоянном монитрнге, в несколько раз меньше допускаемых расчетом и нормами, что
подтверждает высокую эффективность и надежность свай-РИТ.
На улице Профсоюзная, 64 запроектировали 42 этажный жилой дом с подземным
комплексом. При разработке грунта, экскаваторы в уровне дна котлована глубиной 10…15 м
ломали старые забивные сваи, на которых были когда-то построены сооружения кирпичного
завода, снесенного много лет назад. Учитывая грунтовые условия, а также разуплотнение
основания после снятия 25…30 т/м2 пригрузки, т.е., после разработки грунта глубокого
котлована, предусмотрели свайное поле из 1486 свай-РИТ диаметром 320 мм, длиной 20 м,
несущей способностью по 155 т. 26 февраля 2005 года, когда успели изготовить 147 свай-РИТ,
работы остановили. Нашелся зарубежный «эксперт» убедивший инвесторов строить дом на
плите и отказаться от свай. Если зарубежным «экспертам» удалось убедить разорить 1/6 часть
планеты, то, что стоит убедить инвестора «сэкономить» на сваях. К моменту остановки работ
провели испытания двух свай по [7] вертикальной вдавливающей нагрузкой 195 т на сваю
№701 и 210 т на сваю №699. Осадки сваи №701 после достижения стабилизации составила
7,71 мм, а сваи №699 – 9,65 мм. После снятия нагрузки остаточные деформации составили
соответственно 2,34 мм и 2,72 мм. Испытания проводились научными сотрудниками
лаборатории свайных фундаментов НИИОСП под руководством д.т.н., профессора
Б.В.Бахолдина.
Прошло восемь месяцев, заказчик решил испытать две сваи-РИТ. При нагрузке 240 т
осадка сваи-РИТ №105 составила 6,1 мм, остаточная деформация после снятия нагрузки 1,9
мм. После усиления стенда на сваю-РИТ №701 (подвергнутую испытанию в феврале 2005 г.)
«надавили» 260 т, осадка 5,3 мм, остаточная деформация 2,0 мм.
Опыт применения свай-РИТ, накопленный за 15 лет, и, выполненные исследования по
взаимодействию свай-РИТ с окружающим грунтом, позволили разработать Технические
рекомендации по проектированию и устройству свай-РИТ для зданий повышенной этажности
и сооружений 1-го (повышенного) уровня ответственности – ТР 50-180-06 (утверждены
Правительством Москвы 6 мая 2006 г.) [14].
При массе реакторного отделения 240…250 тысяч тонн, достаточно под ним
изготовить 1500…2000 свай-РИТ, как под обычным, в настоящее время, высотным зданием.
Если стоимость устройства оснований из свай-РИТ для высотных жилых домов не пугает
инвесторов, то их использование, для повышения надежности фундаментов АЭС, должно
заинтересовать энергетиков.
Литература:
1. Домбровский В.Н. Геоэкологические проблемы фундаментостроения в атомной
энергетике/ МС, 2006, №4. - С. 9-12.
2. Глаговский В.Б., Зализский А.Г., Каган А.А., Кривоногова Н.Ф., Финагенов О.М.
Анализ осадок и кренов фундаментов реакторных отделений Балаковской АЭС/ Основания,
фундаменты и механика грунтов. – 2005, №4. - С. 17-22.
3. Еремин В.Я. Применение электрогидравлического эффекта в строительстве.
Комплексное воздействие полей при электровзрыве на грунты в геотехническом
строительстве/ Действие электрических полей (электрического тока) и магнитных полей на
объекты и материалы// Доклады Всероссийского научного семинара, 28-30 ноября 2002 г. в
Москве. – М.: ИМАШ им. А.А.Благонравова, 2002. - С. 56-66.
4. Пивоваров В.К. Исследование уплотнения глинистых грунтов взрывом и его влияние
на несущую способность набивных взрывных свай. Дис. к.т.н. - Киев: Киевский строительный
институт, 1966.
5. Яссиевич Г.Н. Исследование способа изготовления буронабивных свай с помощью
электрогидравлического эффекта и их работы под вертикальной нагрузкой. Дис. к.т.н. Л.:
ЛИСИ, 1977.
38

39. 6. Еремин В.Я., Еремин А.В., Буданов А.А. К расчету висячих свай, устраиваемых с
использованием разрядно-импульсной технологии/ Труды Международной науч.-технической
конференции, посвященного 50-летию БашНИИстроя, Том 1: Свайные фундаменты.
Экспериментально-теорети-ческие исследования и практика проектирования. – Уфа, 2006. - С.
76-79.
7. ГОСТ 5686-94. Грунты. Методы полевых испытаний сваями.
8. Рекомендации по применению буроинъекционных свай. НИИОСП. М.: изд.
НИИОСП, 1997.
9. СП 50-102-2003. Проектирование и устройство свайных фундаментов. – М.:
Госстрой России, 2004.
10. Еремин В.Я. Расчет висячих свай-РИТ, изготовленных по разрядно-импульсной
технологии/ Информационно-технический журнал «Строй клуб», 2001, №5-6. - С.21-22.
11. Методика определения несущей способности висячих свай-РИТ по грунту/
НИИОСП им. Н.М.Гесеванова, №1-1297, от 18.09.2001 г.
12. Тер-Мартиросян З.Г., Буданов А.А., Еремин В.Я. О повышении несущей
способности свай, изготовляемых по разрядно-импульсной технологии// Информационный
научно-технический журнал «Строительные материалы, оборудование, технологии XXI века».
– 2004. № 1(60). – С.60-62.
13. Еремин В.Я., Буданов А.А. Высотным зданиям – надежный фундамент//
Информационный научно-технический журнал Строительные материалы, оборудование,
технологии XXI века. – 2005. № 10 (81). - С.65-67.
14. Технические рекомендации по проектированию и устройству свайных
фундаментов, выполняемых с использованием разрядно-импульсной технологии для зданий
повышенной этажности (сваи-РИТ). ТР 50-180-06. – М.: ООО УИЦ «ВЕК», 2006.
СРАВНЕНИЕ ЭКОНОМИЧНОСТИ ПРОТОЧНЫХ ЧАСТЕЙ
БЫСТРОХОДНЫХ И ТИХОХОДНЫХ ТУРБИН МОЩНОСТЬЮ 1000-1200 МВТ ДЛЯ
АЭС С ВВЭР
Гаев В.Д., ОАО «Силовые машины»
В настоящее время при создании паротурбинных установок мощностью 1000-1200
МВт для работы в составе блока АЭС с реактором ВВЭР применяются два типа паровых
турбин: тихоходные и быстроходные. При этом практически все зарубежные фирмы
(Альстом, Сименс, Турбоатом и др.) выпускают тихоходные турбины с частотой вращения
1500 об/мин. Опыт проектирования, изготовления и эксплуатации быстроходных турбин на
такие параметры и мощность имеют только ОАО «Силовые машины» и «Шкода».
Сегодня существует мнение, что для мощных паровых турбин наиболее
предпочтительным является использование тихоходных паровых турбин, имеющих большую
площадь выхлопа и, соответственно, более экономичных из-за меньшей потери с выходной
скоростью. В то же время при таком заключении остаются без внимания другие вопросы,
связанные с особенностями конструкции и принципами работы тихоходных и быстроходных
турбин.
Опыт проектирования паротурбинных установок большой мощности показывает, что
при разработке тепловой схемы и выборе вспомогательного оборудования блока мощностью
1000-1200 МВт АЭС с реактором ВВЭР практически отсутствуют принципиальные трудности
или отличия, связанные с использованием различного по быстроходности типа паровой
турбины. В этом случае при формализованном сравнительном анализе двух типов
паротурбинных установок представляется необходимым выявить основные особенности
работы проточных частей быстроходных и тихоходных турбин при сравнительно близком
конструктивном профиле тепловой схемы.
Наиболее целесообразно данный анализ проводить по единой методике с
использованием однотипного подхода описания физических процессов и явлений,
протекающих в элементах проточной части, что позволяет наиболее объективно проводить
сопоставление отдельных параметров и характеристик.
39

40. К сожалению, до настоящего времени в литературных источниках и научно-
технических журналах отсутствуют такие сопоставительные данные, что не позволяет дать
научно-теоретическую оценку преимуществ того или иного варианта.
Для определения преимуществ вариантов проточной части, имеющих различную
частоту вращения, необходимо учитывать весь комплекс особенностей каждого из элементов
рассматриваемого типа турбин для конкретных условий работы. При этом наиболее
целесообразным является проводить такое сопоставление на основе расчетного анализа
проточных частей по единой методике, что позволяет получить наиболее достоверные
данные.
Главным моментом при проведении расчетного анализа характеристик различного по
быстроходности типа проточных частей является формализация этого процесса. Под
формализацией процесса сопоставления подразумевается выявление основных особенностей
характеристик проточной части, которые не связанны с конструктивными особенностями,
применяемыми различными турбостроительными заводами при конкретном исполнении
проточной части. Так как имеющиеся конструктивные отличия определяются, прежде всего,
традициями и опытом эксплуатации применяемых конструкций каждого из заводов, и частота
вращения при этом не является определяющей.
Практика проектирования проточных частей того или иного типа показывает, что в
каждом конкретном случае на выбор основных габаритов проточной части могут влиять в
первую очередь ее отдельные элементы. Так при проектировании проточных частей ЦНД
определяющим элементом является рабочая лопатка последней ступени. Для тихоходных
паровых турбин, которые производят большинство зарубежных фирм (Альстом, Сименс,
Турбоатом и др.) в качестве базовой применяют рабочую лопатку последней ступени длиной
1450 мм. Для быстроходных паровых турбин, выпускаемых ОАО «Силовые машины»
(филиал ЛМЗ) применяется рабочая лопатка из титанового сплава длиной 1200 мм.
Для формализации процесса сравнения двух вариантов проточных частей
принималось, что проектирование и непосредственное профилирование лопаточного аппарата
(профили сечений и их геометрические параметры) выполняется на основе единого
представления об оптимальности принимаемых конструктивных решений, которые
соответствуют одинаковым принципам проектирования для рассматриваемых условий и
обеспечивают безударное обтекание лопаток по всей высоте проточной части. Данный подход
позволяет исключить влияние конструктивного исполнения отдельных элементов
лопаточного аппарата, связанного с различными школами и традициями проектирования
конкретного завода изготовителя. Кроме того, такой подход позволяет выявить основные
моменты в работе проточных частей, связанные с эффектом разной частоты вращения.
В настоящее время базовым вариантом конструктивного профиля тихоходных паровых
турбин мощностью 1000-1500 МВт практически всех фирм является вариант с одним
семиступенчатым двухпоточным ЦВД и тремя двухпоточными семиступенчатыми ЦНД. В
качестве базового варианта быстроходной турбины будем рассматривать конструктивный
профиль турбины ЛМЗ с одним двухпоточным пятиступенчатым ЦВД и с четырьмя
двухпоточными пятиступенчатыми ЦНД. На практике при одинаковых условиях работы и
параметрах пара для быстроходных паровых турбин применяется большее количество ЦНД
(на один) по сравнению с тихоходными. Это обстоятельство приводит к тому, что при единой
тепловой схеме и одинаковой мощности реактора объемные расходы пара через одну ступень
ЦНД для быстроходных ступеней меньше, чем тихоходных в пропорции, примерно
соответствующей количеству потоков низкого давления. Пониженный расход пара через
последнюю ступень в значительной степени компенсирует меньшую площадь единичного
выхлопа для быстроходных турбин.
С учетом вышесказанного ниже приводятся некоторые расчетные и
экспериментальные данные по характеристикам проточных частей быстроходных и
тихоходных турбин, проведенные автором. Подробный анализ конструктивного профиля
тихоходных паровых турбин показывает, что массогабаритные характеристики для турбин,
производимых разными заводами, достаточно близко соответствуют друг другу. При этом
данные параметры достигнуты на основе тщательной оптимизации конструктивного профиля
40

41. турбины на стадии проектирования и с учетом опыта эксплуатации подобных агрегатов. На
основе вышесказанного, в качестве прототипа по основным габаритным размерам проточной
части был выбран вариант проточной части тихоходной турбины с лопаткой последней
ступени длиной 1450 мм, установленной на корневом диаметре 2700 мм, а для быстроходной
– вариант проточной части с лопаткой последней ступени длиной 1200 мм на корневом
диаметре 1800 мм.
Исходя из этого, проводился расчетный анализ изменения параметров и характеристик
быстроходных и тихоходных турбин, спроектированных на этот типоразмер лопаток
последних ступеней и близких по составу тепловых схемах турбоустановок, одной мощности
реакторной установки и одинаковых параметрах пара на входе в турбину.
Для условий глубокого вакуума ( 2
1vG f ) величина к.п.д. последней ступени
тихоходной турбины ниже, чем к.п.д. последней ступени быстроходной турбины. При этом
потери с выходной скоростью быстроходной турбины во всем диапазоне противодавления
больше чем у тихоходной. Однако, при углублении вакуума разница в потерях с выходной
скоростью быстроходных и тихоходных сокращается. Это связано с тем, что для
быстроходной паровой турбины при увеличении скорости выхода потока из последней
ступени при углублении вакуума направление ее близко к осевому. Для тихоходных турбин
из-за меньшего значения окружной скорости с углублением вакуума выходная скорость в
значительной степени отличается от осевого выхода, что приводит к большему значению ее
абсолютной величины и, соответственно, к большей величине потерь.
Более низкий уровень к.п.д. первых ступеней тихоходных турбин связан, прежде всего,
с относительно короткими лопатками (относительно высокие значения d/l) , повышенными
протечками пара в зазоры из-за больших геометрических размеров проточной части,
повышенной влажностью и др.
В тоже время, традиционно большее разделительное давление между ЦВД и ЦНД в
тихоходных турбинах приводит к повышенному уровню влажности в последней ступени и,
соответственно, большему уровню потерь от влажности. Кроме того, подробный анализ
геометрических и газодинамических характеристик ступени (относительная высота лопаток,
углы входа и выхода потока в решетках, конфузорность решеток, площади омываемых паром
поверхностей тракта и др.) показал, что для тихоходных турбин уровень профильных и
вторичных потерь не только в последней ступени, но и в остальных ступенях превышает
соответствующие потери в быстроходных турбинах.
Расчетный анализ экономичности проточной части ЦВД тихоходных и быстроходных
турбин показывает, что в принципе возможно создание равноэкономичных проточных частей
для двух типов турбин.
Напомним, что для приведенного выше анализа экономичности тихоходных и
быстроходных турбин принимался их конструктивный профиль, основанный на
традиционных принципах проектирования современного турбиностроения, когда
разделительное давление для тихоходных турбин находится на уровне 8-10 кгс/см2
, а для
быстроходных – на уровне 5,5-5,8 кгс/см2
. Разное разделительное давление в общем случае
влияет на КПД. цикла паротурбинной установки и должно оказывать влияние на
экономичность блока в целом. С другой стороны, выбор уровня разделительного давления
теоретически не связан с типом паротурбинной установки (быстроходная или тихоходная) и в
данном случае не может оказывать принципиального значения для выбора наиболее
предпочтительного варианта паровой турбины по быстроходности.
В таблице представлены основные сравнительные данные по тихоходным и
быстроходным турбинам различных фирм. Как следует из таблицы, заявляемые показатели
перспективных быстроходных турбоустановок ОАО «Силовые машины» превосходят
показатели тихоходных турбин.
Наименование параметра
К-1200-6.8/50
АЭС-2006
ОАО «Силовые
машины»
К-1200-6.8/50
перспективный
проект ОАО
«Силовые
машины»
К-1200-6.8/25
Проект ОАО
«Силовые
машины»
Турбоустанов
ка ОАО
«Турбоатом»
Турбоустанов
ка фирмы
Alstom для
блоков АЭС
Chooze
41

42. Тепловая мощность
ЯППУ, МВт
3200 3200 3200 3200 4250
Давление свежего пара
перед турбиной, кг/см2
69,36 69,36 69,36 69,36 72,4
Число оборотов, об/мин 3000 3000 1500 1500 1500
Конструктивная схема
турбины
2ЦНД+ЦВД+2ЦН
Д
2ЦНД+ЦВД+2ЦН
Д
ЦВД+3ЦНД ЦВД+3ЦНД ЦВД+3ЦНД
Длина рабочей лопатки
последней ступени, мм
1200 1400 1500 1450 1450
Суммарная площадь
выхлопа, м2 90,4 123,2 124,4 113,4 113,4
Давление в
конденсаторе, кг/см2 0,05 0,038 ~0,04 ~0,04 0,056
Тип привода
питательного насоса
ЭПН ЭПН ЭПН ТПН ТПН
Длина турбины, м 52,5 53 47,9 50,6 -
Масса турбины, т 2100 2700 3240 3280 3170
Электрическая
мощность, Nг МВт
1170 - 1190 1206-1211 1177 – 1197 1155 1520
КПД бр, % 36,6 – 37,2 37,7 - 37,85 36,78 – 37,4 36,7 36,4
ДОЗИМЕТРИЧЕСКАЯ СИСТЕМА С ЦИФРОВЫМ СПОСОБОМ
ИДЕНТИФИКАЦИИ НЕЙТРОНОВ И ГАММА КВАНТОВ ДЛЯ НОВОГО
ПОКОЛЕНИЯ АЭС
Голубев А.А., Демидов В.С., Прокуронов М.В., ИТЭФ
Дорофеев П.Г., Руднев П.И., Центр АЦП
Чернов В.А., ГНЦ РФ-ФЭИ им. А.И.Лейпунского
Для реализации планов Минатома по строительству новых атомных станций и
модернизации старых требуется разработка современных систем автоматики, управления, в
частности спектрометрических и дозиметрических устройств. Современный уровень развития
твердотельной электроники (быстродействующие аналого-цифровые преобразователи (АЦП),
программируемые логические интегральные схемы (ПЛИС), сигнальные процессоры (DSP-
процессоры)) позволяет использовать качественно новые подходы для решения
традиционных задач ядерной физики, в том числе, таких как дозиметрия нейтронов и гамма-
квантов в смешанных полях, и дает возможность получать недостижимые ранее результаты.
Наибольшую информативность и точность при определении спектральных и
дозиметрических характеристик нейтронного и гамма-излучения в смешанных полях
обеспечивают детекторы на основе органических сцинтилляторов [1]. Разделение импульсов
от нейтронов и гамма-квантов основано на том, что целый ряд сцинтилляционных
материалов, такие как – стильбен, паратерфенил, определенные типы жидких
сцинтилляторов, обладают разным соотношением между быстрой и медленной компонентами
сцинтилляционного импульса, вызванного регистрацией разного типа частиц с различными
удельными энергетическими потерями. Для сцинтилляций стильбена характерно быстрое время
нарастания (~1 нс), а их спад характеризуется наличием быстрой (τ1≈5 нс) и медленной (τ2≈300 нс)
компонент. Времена нарастания и спада примерно одинаковы для протонов отдачи от нейтронов и
комптоновских электронов от γ-квантов. Однако, из-за зависимости световыхода от плотности
ионизации, соотношение между амплитудами быстрой и медленной компонент различно: ~80−85%
для быстрой и ~15−20% для медленной компонент в случае электронов, и ~60−65% для быстрой и
~35−40% для медленной компонент для протонов [2]. Если qn,γ(t) нормированные на равный
полный заряд с ф.э.у. временные зависимости тока с фотоэлектронного умножителя (ФЭУ) для
нейтронов и γ-квантов соответственно, то согласно сказанному выше, временная зависимость
относительной разности p(t) = (qn(t) - qγ(t))/(qn(t) + qγ(t)) имеет характерный вид: p(t) < 0 в области
быстрой компоненты импульса и p(t) > 0 в области медленной компоненты импульса. Среднее
42

43. значение разностного эффекта
1
( ) ( )
N
i i
i
S p t q t
=
= ∑ будет чувствительно к типу частицы. При
коэффициентах ( ) ( ( ) ( ) ) /( ( ) ( ) )i i i n i i np t q t q t q t q tγ γ= − + для средних значений величин Sγ и
Sn выполняется условие: Sγ < 0, nS > 0.
На основании этих рассуждений и строится цифровой метод оптимального фильтра
n−γ-идентификации [2]. Этот метод обладает наивысшими, предельно возможными
значениями характеристик среди линейных методов идентификации частиц по форме
импульса.
Используя современные быстродействующие АЦП (полосой пропускания 100 МГц и
выше, частотой дискретизации 1 ГГц, разрядностью 10-12 бит) и программируемые
логические интегральные схемы (ПЛИС), DSP-процессоры можно в реальном масштабе
времени осуществить цифровую идентификацию типа частиц по форме импульса. При
помощи АЦП токовый импульс, возникающий в анодной цепи ФЭУ при регистрации
сцинтилляции, преобразуется в цифровую форму. Получаемые цифровые значения тока ФЭУ,
в реальном масштабе времени, суммируются при помощи ПЛИС с разными весовыми
коэффициентами. Окончательная обработка производится и DSP-процессором. По значению
полученной суммы - S определяют тип зарегистрированной в сцинтилляторе частицы. Если S
< 0, то частица идентифицируется как гамма-квант, если S > 0, как нейтрон.
В настоящее время для идентификации типа частиц по форме импульса используются
аналоговые схемы, в которых определение типа частицы производится на основании анализа
только двух компонент заряда, соответственно быстрой и медленной компонентами
сцинтилляционного импульса. Для аналоговых схем идентификации характерно ухудшение
параметров при увеличении входной загрузки, т.е. частоты поступления импульсов с
детектора. Это связано, в первую очередь, с невозможностью осуществить достаточно полную
режекцию входных импульсов. Для цифровой идентификации представляется возможным
практически полностью устранить эффект наложения импульсов. При этом можно не только
осуществить дискриминацию наложенных импульсов, но и в некоторых случаях
анализировать импульсы, медленная компонента которых искажена наложенным импульсом,
учитывая эти искажения.
Использование цифровой идентификации вместо аналоговой позволяет увеличить
коэффициент блокировки гамма-квантов (основной параметр идентификации) не менее, чем
на порядок, а нижний энергетический порог идентификации уменьшить примерно в три раза,
доведя его до ~ 100кэВ по поглощенной энергии нейтронов. При этом загрузка детектора
может достигать 106
имп/с, что существенно расширяет динамический диапазон измеряемых
мощностей доз. Так, при регистрации детектором на основе монокристалла стильбена ∅30×10
мм. и ФЭУ Hamamatsu R6095 излучения радиоактивных источников 137
Сs и 252
Cf в
энергетическом диапазоне ~30−600 кэВ коэффициент блокировки γ-квантов составил ~104
−103
при загрузке ~1.5⋅105
−5⋅105
импульсов/c, а эффективность идентификации нейтронов
превысила ~0.9. В энергетическом диапазоне 2−35 кэВ описанный метод позволил проводить
идентификацию импульсов, для которых амплитуда быстрой компоненты соизмерима с
амплитудой одноэлектронных шумов ФЭУ. Так, для энергии ~10 кэВ значения коэффициента
блокировки γ-квантов и эффективности идентификации нейтронов составили соответственно
~300 и ~0.7 [2].
Детектирующие устройства с цифровой идентификацией типа частиц по форме
импульса найдут широкое применение для решения разнообразных задач ядерной физики и
техники. Наиболее перспективным представляется применение такого детектора для
дозиметрии в смешанных гамма нейтронных полях. Использование в дозиметрии смешанного
нейтронного и гамма излучения детектирующего устройства на основе тканеэквивалентного
органического сцинтиллятора с цифровой идентификацией позволит измерять дозу и
мощность дозы одновременно и раздельно от нейтронов и гамма квантов. Такой прибор
сможет при помощи одного детектора, и с более высокой точностью, чем существующие
дозиметры, измерять эквивалентную дозу и мощность эквивалентной дозы смешанного гамма
43

44. нейтронного излучения, а также спектральные распределения нейтронов и гамма квантов в
смешанных полях. Мощный вычислительный комплекс позволит использовать сложные
алгоритмы, учитывающие спектральный состав излучения, для расчета эквивалентных доз в
различных тканях. Предлагаемый спектрометр-дозиметр можно отнести к классу
интеллектуальных датчиков. Наличие производительного процессора делает систему гибкой,
позволяющей производить энергетическую калибровку, стабилизацию спектрометрического
тракта и другие метрологические операции. Программное обеспечение может дополняться и
развиваться.
Основой программного обеспечения, позволяющего восстанавливать энергетические
спектры нейтронов и гамма-излучения, может быть метод сглаживающего
дифференцирования амплитудных распределений импульсов, применяемый в ГНЦ РФ-ФЭИ
[3]. Метод позволяет получать энергетические спектры нейтронов и гамма-излучения,
плотность потока нейтронов и гамма-квантов в энергетических группах, мощность дозы
нейтронного и гамма-излучения. Метод апробирован на большом количестве экспериментов в
области радиационной защиты и безопасности, при определении радиационной обстановки на
ядерно- и радиационно-опасных объектах (АЭС, исследовательские реакторы, критстенды,
ускорители).
Спектрометры с цифровой идентификацией типа частиц по форме импульса могут
применяться для дозиметрии нейтронов и гамма-квантов на АЭС, на судах с ядерными
реакторами, при работах с радионуклидными источниками излучений, в области
радиационной биологии и медицины. Необходимость внедрения спектрометров-дозиметров
отмечалась на IX Российской научной конференции «Радиационная защита и радиационная
безопасность в ядерных технологиях», проходившей в ГНЦ РФ-ФЭИ в конце 2006 года.
Литература:
1. Чернов В.А. Методы спектрометрии гамма-излучения в смешанных полях. Тезисы
докладов на IX Российской научной конференции «Радиационная защита и радиационная
безопасность в ядерных технологиях», 22-24 октября 2006, Обнинск, Россия.
2. Прокуронов М.В., Шабалин А.Н. Цифровая идентификация нейтронов и гамма-
квантов по форме импульса при высокой загрузке детектора и низкой энергии
регистрируемого излучения. ПТЭ. №2. - 2007. - С.1-15.
3. Колеватов Ю.И., Семенов В.П., Трыков Л.А. Спектрометрия нейтронов и гамма-
излучения в радиационной физике. - М.: Энергоатомиздат, 1990.
НОВОЕ ПОКОЛЕНИЕ ПРОГРАММНО-ТЕХНИЧЕСКИХ СРЕДСТВ И
КОМПЛЕКСОВ УПРАВЛЕНИЯ АСУ ТП ДЛЯ РЕАЛИЗАЦИИ ПРОЕКТА «АЭС-2006»
Бибиков В.В., Захаров Л.М., Кольцов В.А., Лотов В.Н., Перенков С.А., Суслов
А.И., ФГУП «ФНПЦ НИИИС им. Ю.Е.Седакова»
Основным направлением деятельности НИИИС в интересах атомно-энергетического
комплекса является создание программно-технических средств (ПТС) и комплексов (ПТК)
для систем верхнего уровня управления АСУ ТП АЭС. Современные ПТС, поставляемые
НИИИС для оснащения систем верхнего уровня управления (СВУ) АСУ ТП АЭС, состоят из
трех самостоятельных функциональных комплектов оборудования:
технических средств оперативного диспетчерского управления энергоблоком
(ТС ОДУ), используемых для прямого дистанционного контроля и управления энергоблоком
при отклонениях от режима нормальной эксплуатации;
программно-технических комплексов систем верхнего станционного (ПТК
СВСУ) или блочного уровней управления (ПТК СВБУ), автоматизированных систем контроля
и управления хим- и спецводоочисткой и т.д., осуществляющих компьютерные контроль и
управление объектами АЭС в режимах нормальной эксплуатации, планового пуска и
останова;
системы регистрации важных параметров эксплуатации энергоблока (СРВПЭ).
1. Технические средства оперативного диспетчерского управления ТС ОДУ
44

45. 1.1. ТС ОДУ обеспечивают реализацию управляющих и информационных функций,
выполняя следующие задачи:
- формирование команд прямого дистанционного управления исполнительными
устройствами, входящими в состав технологических объектов управления (ТОУ) или других
подсистем АСУ ТП, например, УСБТ;
- представление персоналу АЭС информации о состоянии технологических
объектов с помощью измерительных приборов, цифровых и единичных индикаторов,
транспарантов сообщений аварийной и предупредительной сигнализации.
Среднее время наработки на отказ одного канала управления или индикации ТС ОДУ
не менее 500000 часов. Назначенный ресурс – 30 лет.
Большая часть ТС ОДУ как для российских (энергоблок №3 Калининской АЭС), так и
зарубежных АЭС («Бушер-1», «Куданкулам-1, 2») использует аналоговую схему управления
индикаторами сигнальной информации. Исключение составляет Тяньваньская АЭС в Китае,
для которой НИИИС разработал и поставил МПИ СКУ ПЗ с использованием управления
дискретными индикаторами по цифровому каналу с помощью не имеющей мировых аналогов
матричной системы формирования импульсных инициирующих сигналов.
2. Программно-технические комплексы системы верхнего уровня управления
(ПТК СВБУ, ПТК СВСУ и др.)
В состав ПТК СВБУ входит основное оборудование, которое относится к классу 3Н по
НП-001-97 (управляющие системы нормальной эксплуатации, важные для безопасности), и
вспомогательное оборудование, относящееся к четвертому классу средств, не влияющих на
безопасность.
В состав комплекса входят:
• Рабочие станции однодисплейные, двух- и трехдисплейные как с размещением средств
приема и обработки информации (системного блока) со средствами отображения
(мониторы) и управления (клавиатуры, трекболы, «мыши») в едином конструктиве, так
и разнесением их в разные помещения, удаленные друг от друга на расстояние до 500
метров;
• Устройства серверные на процессорах двух различных архитектур ф. Intel и ф. Hewlett
Packard;
• Устройства телекоммуникационные, обеспечивающие обмен между абонентами сети
со скоростью 10, 100 и 1000 Мбит/с;
• Совмещенные в одном конструктиве и выполненные отдельно друг от друга
Архиваторы для создания долговременного архива и Тайм-серверы для привязки к
мировому времени;
• Устройства документирования событий УДС;
• Системное и тестовое программное обеспечение;
• Комплекты волоконно-оптических линий связи;
• Экран коллективного пользования на базе проекционных кубов.
Создаваемые средства ПТК СВБУ имеют уровень производительности,
соответствующий возможностям индустриальных микропроцессоров перспективных
архитектур. Так, в ПТК СВБУ АЭС «Бушер-1» (2001 г.) использовались процессорные модули
СР302 (500 МГц, 128 МБ), в ПТК СВБУ ЭБ №3 Калининской АЭС, АЭС «Куданкулам» и
ПТК ИВС Ростовской АЭС – СР-306 (1,4-1,6 МГц, 1ГБ), а в рабочих станциях для проекта
«АЭС-2006» будут использоваться модули СР-307 с двухядерными процессорами Intel Core 2
Duo производительностью в 1,5 раза превышающую производительность модулей на
одноядерных процессорах.
Как и ТС ОДУ, технические средства ПТК СВБУ устойчивы к механическим
воздействиям, соответствующим проектному землетрясению 8 баллов, и другим
воздействующим факторам по условиям работы АЭС «Бушер-1» и АЭС «Куданкулам».
Среднее время наработки на отказ элементов замены ПТС СВБУ не менее 50000 часов.
Назначенный ресурс оборудования – 30 лет.
45

46. Технические средства ПТК и программное обеспечение предусматривают
автоматический самоконтроль и диагностику с сигнализацией персоналу об отказах ТС и
программных компонентов.
3. Система регистрации важных параметров эксплуатации
Система регистрации важных параметров эксплуатации (СРВПЭ) оснащается
устройствами, обеспечивающими высокую надежность хранения информации объемом до 3
ГБ при работе в условиях сейсмических воздействий до максимального расчетного
землетрясения (9 баллов) и аварий, включая запроектные.
4. Референтность
Работы по созданию ПТС и ПТК СВУ АСУТП АЭС начались в НИИИС в 1999 г. В
марте 2001 г. НИИИС поставил комплект программно-технических средств – прототипов
ПТС СВУ АЭС «Бушер-1» - для создания испытательного полигона АСУ ТП АЭС в
Электрогорском научно-исследовательском центре. Миссия МАГАТЭ, проводившая
освидетельствование полигона в мае 2002 г., признала, что разработанные НИИИС ПТС СВУ
АСУ ТП АЭС в основном соответствуют требованиям МАГАТЭ и современному мировому
уровню в этом ответственном секторе высокотехнологичной продукции.
На полигоне уже более шести лет ведутся интенсивные работы по отработке рабочего
программного обеспечения АЭС «Бушер-1» и исследованию функциональных характеристик
АСУ ТП АЭС «Бушер-1». За это время не отмечено ни одного функционального отказа
технических средств.
Кроме того, НИИИС изготовил, поставил и в 2004 г. ввел в опытно-промышленную, а
затем и промышленную эксплуатацию комплект ТС ОДУ и три программно-технических
комплекса на Калининской АЭС: ПТК системы верхнего блочного уровня управления и два
ПТК систем верхнего уровня АСУ ТП химводоочистки, АСУ ТП спецводоочистки.
Аналогичные программно-технические средства и комплексы разработаны, изготовлены и
поставлены на площадку АЭС «Бушер-1» в Иране.
В настоящее время в НИИИС выполняются работы по созданию и поставке в 2007 г.
ПТС и ПТК СВУ АСУ ТП АЭС «Куданкулам» (Индия), ПТК информационно-
вычислительной системы для АСУ ТП ЭБ №2 Ростовской АЭС, модернизированных с учетом
современных достижений в элементной базе и опыта эксплуатации на энергоблоке №3
Калининской АЭС.
5. Программно-технические комплексы СВУ АСУ ТП АЭС-2006
В рамках предпроектных работ по созданию АСУ ТП АЭС-2006 определены основные
направления и сформулированы задачи по совершенствованию СВУ АСУ ТП АЭС с учетом
мирового опыта (фирм AREVA, Westinghaus) и опыта ЭБ №3 Калининской АЭС. В отличие от
СВБУ ЭБ №3 программно-технический комплекс СВБУ АЭС-2006 будет иметь:
- автономную ЛВС для управляющих систем безопасности энергоблока;
- кольцевую структуру ЛВС нормальной эксплуатации с раздельными сетями нижнего
(уровень низовых подсистем) и верхнего (уровень рабочих станций) уровней.
Модернизированные ПТС СВУ обеспечат значительное улучшение основных
характеристик АСУ ТП АЭС-2006 по надежности функционирования и быстродействию.
Перечисленные практические результаты работ свидетельствуют о том, что НИИИС в
короткие сроки сумел успешно освоить новое направление работ, и его научно-технический и
производственный потенциал в настоящее время обеспечивает готовность выполнять задачи
Федеральной целевой программы «Развитие атомного энергопромышленного комплекса
России на 2007-2010 годы и на перспективу до 2015 года».
ПРИМЕНЕНИЕ ТЕХНИЧЕСКИХ СРЕДСТВ КТПС-НН ЗАВОДА
«ФИЗПРИБОР» В СИСТЕМАХ УПРАВЛЕНИЯ АЭС-2006
Хочанский М.Д., ООО «Московский завод «Физприбор»
Буслаев А.А., ФГУП «ЦНИИАТОМИНФОРМ»
АЭС является сложным технологическим объектом, характеризующимся большим
количеством оборудования, сложностью и быстротечностью процессов, большим
46

47. количеством контролируемых и управляемых параметров. АЭС характеризуются высокими
требованиями к обеспечению эксплуатации технологического оборудования, к надежности и
качеству систем контроля и управления (СКУ), технологических процессов высокой
сложности.
В настоящее время большая часть оборудования СКУ энергоблоков АЭС, как в
России, так и в ближнем зарубежье, выработала свой ресурс, физически и морально устарела
и нуждается в замене. Кроме того, необходимо оснащать средствами автоматизации
энергоблоки отечественных и зарубежных АЭС, пуск которых намечен в ближайшее
десятилетие.
Несмотря на наличие комплексов средств автоматизации различных отечественных
производителей, потребность в современных средствах автоматизации для оснащения АЭС
продолжает оставаться. Разработкой и производством такого оборудования нового поколения
занимается ООО «Московский завод «Физприбор»». С 1984 года предприятие
специализируется на разработке и серийном производстве источников питания и
функциональных блоков унифицированного комплекса технических средств (УКТС). За
период с 1992 по 2005 год на атомные и тепловые станции Российской Федерации, Ирана и
Китая поставлено более 200 000 электронных модулей и более 10 систем контроля и
управления. Предприятие имеет многолетний опыт успешного сотрудничества с Концерном
«Росэнергоатом» в рамках модернизации оборудования на действующих АЭС. За последние
годы был реализован ряд проектов по замене выработавшего ресурс оборудования УКТС на
Балаковской, Волгодонской, Нововоронежской атомных станциях на разработанные
предприятием технические средства УКТС-А и УКТС-АД (отказоустойчивые блоки).
В 2001 году было разработано и освоено в серийное производство устройство
дистанционного управления оборудованием систем безопасности (УДУ), поставленное в на
АЭС «Бушер» (Иран) и Калининскую АЭС.
Многолетние научно-исследовательские изыскания и опытно-конструкторские
работы с участием ведущих проектных организаций и Концерна «Росэнергоатом»
завершились появлением нового поколения технических решений для АСУ ТП - Комплекса
технико-программных средств повышенной надежности (КТПС-ПН), являющегося
эволюционным этапом развития УКТС принципиально нового качества и надежности. КТПС-
ПН соединил в себе достижения, полученные в результате разработки и эксплуатации УКТС-
МАД, УКТС-А, УКТС-АД, и таким образом имеет многолетнюю референтность эксплуатации
на энергоблоках Балаковской АЭС, Ростовской АЭС, Нововронежской АЭС. Комплекс может
быть использован в качестве основы для построения АСУТП для проекта АЭС-2006.
Предприятие имеет необходимые производственные мощности и оснащено самым
современным технологическим оборудованием, позволяющим одновременно производить
сборку, монтаж и настройку 500 шкафов, в том числе 150 электронных модулей в смену.
В настоящее время заводом «Физприбор» реализуются следующие проекты:
- разработка и изготовление Управляющей системы безопасности (УСБТ) в составе
Унифицированного комплекса технических средств УКТС-АК, устройств дистанционного
управления оборудованием систем безопасности (УДУ), устройства информационно-
диагностической локальной сети (ИДЛС). К настоящему моменту оборудование принято
заказчиком и отправлено на площадку АЭС.
- разработка и изготовление программно-технического комплекса химводоочистки
(ПТК ХВО), включающей средства низовой автоматики и верхнего уровня контроля и
управления химводоочисткой для АЭС «Куданкулам» (Индия).
Шкафы комплекса КТПС-ПН предназначены для размещения и обеспечения условий
функционирования набора функционально законченных логических блоков, аналоговых
блоков и блоков сбора дискретной информации в соответствии с их техническими
характеристиками. Шкафы КТПС-ПН имеют естественную циркуляцию воздуха для
охлаждения аппаратуры внутри шкафа. Ряд технических решений КТПС-ПН не имеет
аналогов.
Комплекс КТПС-ПН прошел все виды необходимых испытаний, принят
межведомственной комиссией и имеет утвержденные технические условия.
47

48. Комплекс КТПС-ПН по сравнению с ранее используемыми аналогами УКТС имеет
преимущества:
- высокая унификация технических, программных, алгоритмических и
информационных решений;
- снижение стоимости цифровых вычислительных средств при повышении их
возможностей;
- полнота конструкторского исполнения (шкаф с потребительскими модулями,
питанием и модулем выхода на цифровые каналы связи);
- небольшое энергопотребление компонентов, исключающее принудительное
охлаждение;
- высокая надежность и пропускная способность цифровых компьютерных сетей;
- существенное повышение степени интеграции электронных компонентов, появление
эффективных однокристальных микроконтроллеров, многоканальных АЦП с улучшенными
характеристиками, связных ИМС;
- возможность создания систем высокой надежности с логикой «2 из 2», «2 из 3» с
расширенными функциональными возможностями;
- гальваническая развязка входов и выходов;
- возможность создания блоков с «жесткой логикой» и программируемых средств.
Использование КТПС-НН обеспечивает повышение надежности, помехоустойчивости
и удобства эксплуатации СКУ энергоблока АЭС за счет резервирования, введения глубокого
диагностирования блоков, использования технологии локальных сетей, последовательных
интерфейсов, использования современной элементной базы. Срок службы оборудования
КТПС-ПН с учетом восстановительных работ не менее 30 лет.
На базе КТПС-ПН разрабатывается ряд технических систем, преимущества которых
обусловлены следующими факторами:
- высокая унификация технических, программных, алгоритмических и
информационных решений;
- небольшое энергопотребление компонентов, исключающее принудительное
охлаждение;
- высокая надежность и высокая пропускная способность цифровых компьютерных
сетей;
- существенное повышение степени интеграции электронных элементов.
В 2006 году завод «Физприбор» закончил работы по созданию системы СКУ ХВО для
АЭС «Куданкулам» в Индии. Идеология построения системы СКУ ХВО близка к системе
«Телепер XS» фирмы «Сименс», но с применением более современных технологий. Объем
технологического оборудования, управляемого и контролируемого системой СКУ ХВО,
включает 454 задвижки, 80 электродвигателей, 18 регуляторов (для сравнения – объем
технологического оборудования одного канала безопасности второго энергоблока Ростовской
АЭС (ВВЭР-1000) включает 230 задвижек, 48 электродвигателей, 12 регуляторов).
Поскольку при создании системы СКУ ХВО были использованы передовые схемные,
конструктивные и технологические достижения сегодняшнего дня, следует принять систему
СКЦ ХВО АЭС «Куданкулам» в качестве прототипа для сооружаемых АЭС. Очевидными
достоинствами прототипа СКУ РО являются:
1. Уменьшение количества оборудования системы: 15 базовых шкафов, 2
концентратора. Это в 5,1 раза меньше, чем шкафов УКТС (88) и в 2,8 раза меньше, чем
шкафов ТПТС (48) для того же технологического объекта.
2. Улучшенные временные характеристики (время прохождения сигнала 50-80
мс).
3. Уменьшение времени и трудоемкости проектирования.
Поэтому применение этих решений при построении АСУТП позволило бы создать
современные конкурентоспособные системы низовой автоматики для «АЭС-2006».
48

49. ПРИМЕНЕНИЕ МЕТОДОВ ФУНКЦИОНАЛЬНОГО РЕЗЕРВИРОВАНИЯ В ПТК
ВЕРХНЕГО УРОВНЯ АСУ ТП АЭС
Можжанов А.В., Акимов Н.Н., ФГУП «ФНПЦ НИИИС им. Ю.Е.Седакова»
При разработке ПТК АСУ ТП АЭС, важных для безопасности (классы 2, 3 по ОПБ
88/97), предъявляются повышенные требования к надежности. Высокий уровень готовности
системы традиционно достигается за счет максимальной избыточности - резервирования всех
подверженных отказам элементов, прежде всего, серверов, как компонентов, обеспечивающих
обработку транзакций, поддерживающих базы данных и предоставляющих
телекоммуникационные сервисы. В частности, среднее время наработки на отказ ПТК СВБУ
по функциям управления и предоставления информации должно быть не менее 105
ч.
Заданная надежность обеспечивается полным дублированием как вычислительных средств
(серверов, рабочих станций), так и транспортных средств (коммутаторов, линий связи). При
этом исключается так называемая «единая точка отказа» (single point of failure, SPOF). Такой
подход к проектированию повышает надежность комплекса в целом, однако при этом
используется ровно половина общей производительности технических средств и каналов
связи, в то время как вторая половина находится в «горячем резерве». Таким образом, полное
дублирование оказывается неэффективным с точки зрения использования вычислительных
ресурсов и энергозатрат. Назовем такой метод обеспечения надежности классическим.
Классический ПТК верхнего уровня
Альтернативным классическому методу достижения заданного уровня надежности
является функциональное резервирование, где при отказе одного узла, выполнение его задач
берет на себя соседний узел без ущерба для своих основных функций.
Преимуществами альтернативного метода являются:
- достижение надежности, сравнимой с классическим методом;
- отсутствие снижения производительности, использование меньшего количества
вычислительных ресурсов;
- КПД оборудования, близкое к 100%;
49

50. - снижение стоимости реализации.
Функциональное резервирование может быть достигнуто несколькими способами:
- кластеризацией (распараллеливанием обработки информации);
- транкингом и агрегацией (распараллеливанием передачи информации);
- автоматической реконфигурацией топологии (самовосстановлением
работоспособности сети при отказе одного узла за счет введения избыточных связей).
Все эти технологии используются в решениях ведущих мировых производителей
телекоммуникационного оборудования и систем управления и зарекомендовали себя с
лучшей стороны.
Теоретические расчеты показывают, что среднее время наработки на отказ
альтернативного ПТК с кольцевой топологией в 1,8 раза выше надежности классического
ПТК с топологией «двойная звезда». Обеспечение высокой производительности и
продолжительного функционирования, прежде всего, касается критичных к любого рода
остановкам приложений, связанных с обработкой транзакций - базами данных и
телекоммуникационными сервисами. Такие приложения в программно-технических
комплексах АСУ ТП обычно размещаются на серверах.
Альтернативный ПТК верхнего уровня с функциональным резервированием
Классические ПТК верхнего уровня АСУ ТП АЭС имеют в своем составе
дублированные серверы. При этом один из серверов находится в «горячем» резерве, то есть
получает технологические данные от низовых и смежных систем параллельно с основным
сервером, производит их обработку и архивирование. Такой подход гарантирует
синхронность баз данных реального времени и архивов на обоих серверах в любой момент
времени и обеспечивает быстрое восстановление работоспособности ПТК СВБУ в случае
выхода из строя основного сервера. Время реконфигурации в данном случае практически
равно времени, необходимому средствам самодиагностики ПТК для обнаружения сбоя
основного сервера.
Однако, при работающем основном сервере вычислительные мощности резервного
сервера не используются для обслуживания клиентских узлов (АРМ), то есть резервный
50

51. сервер не выполняет полезной работы. В лучшем случае резервный сервер параллельно
предоставляет клиентам те же данные, что и основной.
В классических ПТК используются два основных вида передачи данных реального
времени от сервера к клиентам – по запросу и по изменению. Архивные данные передаются
преимущественно по запросу от клиентов. Кроме того, при запуске клиента происходит
процесс инициализации его базы актуальными данными, передача которых происходит по
запросу.
Существует ряд способов повышения производительности классического ПТК без
ухудшения надежности:
- оптимизация ПТК с передачей данных реального времени клиентам по запросу;
- оптимизация ПТК с передачей данных реального времени клиентам по изменению;
- оптимизация ПТК в части обработки запросов клиентов на передачу архивных
данных;
- оптимизация процесса инициализации клиентов ПТК.
Все эти способы связаны с модификацией механизмов обслуживания клиентов и не
затрагивают хорошо зарекомендовавшие себя принципы обмена данными ПТК с низовыми и
смежными системами и ведения базы данных реального времени и архивов ПТК.
Сегодня в области автоматизации объектов атомной энергетики наметился системный
подход к созданию АСУ ТП, когда АСУ ТП энергоблока проектируется и разрабатывается как
единое целое, а уровень обработки данных в низовых подсистемах существенно вырос. Это
создает предпосылки для согласованной разработки низовых и смежных подсистем, с
определением единого интерфейса обмена с верхним уровнем и единого формата данных.
Поэтому совершенствование верхнего уровня управления может производиться также
в направлении изменения принципов работы и структуры ПТК.
В случае принятия единого интерфейса, а также единого формата данных для всех
низовых и смежных подсистем, можно исключить обработку большей части технологических
данных и всех команд оператора в серверах ПТК. При этом серверы, получающие
технологические данные параллельно с рабочими станциями персонала, будут выполнять
только функции архивирования и расчета интегральных параметров, количество которых
незначительно по сравнению с общим числом технологических данных.
В результате достигается полное исключение серверов из тракта передачи команд
управления в низовые и смежные подсистемы и большей части передачи технологических
данных из низовых и смежных подсистем на рабочие станции персонала. За счет этого можно
существенно снизить время реакции системы и повысить ее надежность, прежде всего, тракта
управления.
Таким образом, применение функционального резервирования оправдано в ПТК
верхнего уровня АСУ ТП «АЭС-2006», а так же в системах с жесткими требованиями по
размещению и массо-габаритным характеристикам оборудования, где многоступенчатая
обработка сигналов и полное дублирование является непозволительной роскошью, например,
в ПТК верхнего уровня АСУ ТП плавучих АЭС.
НОВАЯ ТЕХНОЛОГИЧЕСКАЯ ПЛАТФОРМА
КОНЦЕПТУАЛЬНЫЙ ПРОЕКТ ЭНЕРГОБЛОКА С РЕАКТОРОМ НА
БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ БН-1800 ДЛЯ КОММЕРЧЕСКОЙ АЭС
Поплавский В.М., ГНЦ РФ-ФЭИ им. А.И.Лейпунского
Ершов В.Н., СПбАЭП
Васильев Б.А., ОКБМ
Важность технологии реакторов на быстрых нейтронах отмечена в «Энергетической
стратегии России». Федеральная целевая программа «Развитие атомного
энергопромышленного комплекса России на 2007-2010 годы и на перспективу до 2015 года»
предусматривает проведение НИОКР по обоснованию проекта энергоблока с реакторной
51

52. установкой БН-1800. Основные разработчики проекта энергоблока: научный руководитель –
ГНЦ РФ-ФЭИ им. А.И.Лейпунского (г. Обнинск Калужской области), генеральный
проектировщик АС – СПбАЭП (г. Санкт-Петербург), главный конструктор РУ–ФНПЦ ОКБМ
им. И.И.Африкантова (г. Нижний Новгород). Основными целями создания энергоблока с
реактором БН-800 являются создание конкурентоспособного энергоблока с реактором БН для
серийного сооружения; решение задачи обращения с отработавшим ядерным топливом
(замкнутый ядерный топливный цикл); решение задачи топливообеспечения атомной
энергетики за счёт эффективного использования ресурсов природного урана (уран-238).
Концептуальный проект энергоблока с реактором БН-1800 разработан на базе проекта
успешно (КИУМ ~ 74%) работающего более 25 лет энергоблока №3 Белоярской АЭС с
реактором БН-600, проекта строящегося энергоблока №4 Белоярской АЭС с реактором
БН-800.
Передача тепла от реактора к турбоустановке блока осуществляется по трёхконтурной
схеме. Трёхконтурная схема исключает попадание радиоактивности в пароэнергетическую
часть установки и продуктов реакции натрия с водой в реактор при межконтурной течи в
парогенераторе. В первом и втором контурах в качестве теплоносителя используется натрий, а
в качестве рабочего тела в третьем контуре используются вода/ пар.
Основные характеристики энергоблока БН-1800
Параметр Значение
Тепловая мощность, МВт 4200
Электрическая мощность брутто, МВт 1800
Электрическая мощность нетто, МВт 1680
КПД нетто, % 40.0
Давление перегретого пара, МПа 14
Температура перегретого пара, оС 510
Температура питательной воды, оС 240
Проектный срок службы, лет 60
Реактор БН-1800 имеет интегральную компоновку, при которой активная зона и зона
воспроизводства с системой организации теплосъема, органы управления реактивностью,
промежуточный теплообменник (ПТО), главный циркуляционный насос первого контура
(ГЦН-1), теплообменники системы аварийного отвода тепла, радиационная защита,
внутриреакторные устройства временного хранения топлива, подвески ионизационных камер
и натрий первого контура размещены внутри корпуса реактора.
Активная зона и топливный цикл БН-1800. Реакторы на быстрых нейтронах позволяют
решить экологические проблемы, связанные с накоплением отработавшего ядерного топлива
и долгоживущих радиоактивных отходов. Принципы, закладываемые в топливный цикл
реакторов на быстрых нейтронах, в полной мере соответствуют инициативе Президента РФ,
выдвинутой на Саммите тысячелетия в ООН (2000 г.).
Основные характеристики реактора
Параметр Значение
Диаметр корпуса реактора, м 19.26
Высота корпуса реактора, м 20.31
Масса реактора в сборе без натрия, т 5 500
На первом этапе эксплуатации реактора БН-1800 предполагается использование
таблеточного МОХ-топлива на основе опыта эксплуатации активной зоны БН-800.
Первоначальная загрузка активной зоны будет выполнена на основе плутония, полученного
на производствах переработки отработавшего топлива тепловых реакторов. Для последующих
52

53. загрузок реактора будет использоваться собственное отработавшее топливо, т.е. ядерный
топливный цикл реактора БН-1800 будет замкнутым. В реакторе БН-1800 предполагается
выжигать радиоактивные долгоживущие элементы с учётом опыта решения данной проблемы
на реакторе БН-800. В перспективе предусматривается переход на высокоплотное нитридное
топливо, при котором возможно получение более высоких характеристик воспроизводства.
В проект БН-1800 предусмотрены следующие характерные особенности обеспечения
безопасности:
- натриевый пустотный эффект реактивности меньше βэфф и близок к нулю, что
исключает неуправляемый рост мощности в запроектных авариях;
- пассивная аварийная защита, срабатывающая при снижении расхода и/или
повышении температуры натрия на выходе из активной зоны;
- система отвода остаточных тепловыделений через воздушные теплообменники,
работающая на пассивном принципе и непосредственно связанная с первым контуром;
- отсутствие внешних натриевых трубопроводов первого контура, что полностью
исключает аварии с течами радиоактивного натрия;
- высокоэффективная система автоматической защиты парогенератора от
повреждений при межконтурной (натрий-вода) неплотности;
- локализирующее устройство для сбора, удержания и охлаждения фрагментов
активной зоны в случае её расплавления в гипотетических авариях (поддон).
Основные характеристики активной зоны
Параметр Значение
Загрузка МОХ-топлива, т 72.2
Загрузка плутония, т 11.5
Годовое потребление плутония, т 2.2
Коэффициент воспроизводства 1.19
Среднее выгорание топлива, МВт.сут/кг 108
РЕАКТОР БН-1800
53
Колонна СУЗ
ПТО
Напорная
камера
Активная зонаОпорный пояс
Поддон
Напорный
трубопровод
ГЦН-1
Механизм
перегрузки
Поворотные
пробки
Страховоч-ный
корпус
Корпус
реактора

54. Радиационное воздействие АЭС с БН-1800: максимальная доза облучения населения
при проектных авариях более, чем в 20 раз ниже годовой дозы от естественного фона; при
запроектных авариях полностью исключается необходимость эвакуации населения,
проживающего в зоне АЭС.
Технико-экономические показатели энергоблока БН-1800 существенно улучшены по
сравнению с БН-600 и БН-800. Удельные капиталовложения сопоставимы с энергоблоком
ВВЭР-1500.
54

55. Показатель БН-600 БН-800 БН-1800
Мощность, МВт
тепловая 1470 2100 4200
электрическая 625 880 1800
Технико-экономические показатели
(относительно БН-600)
удельные металлозатраты по РУ 1 0.7 0.33
удельные капиталовложения по энергоблоку 1 0.9* 0.48**
* Выше, чем в ВВЭР-1000 на ~ 20%
** Сопоставимо с ВВЭР-1500
ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНЫЕ ГАЗООХЛАЖДАЕМЫЕ РЕАКТОРЫ –
ИННОВАЦИОННАЯ ТЕХНОЛОГИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ
Костин В.И., Кодочигов Н.Г., Васяев А.В., Абросимов Н.Г., Кузнецов Л.Е., ОКБМ
Предшествующий российский опыт и нынешние мировые тенденции разработки
инновационных ядерных реакторов дают основание считать, что возможности
неэлектрического использования ядерной энергии связаны с созданием высокотемпературных
газоохлаждаемых реакторов, которые благодаря своему температурному потенциалу
открывают атомной энергии возможность применения в промышленных технологических
процессах (Пономарев-Степной Н.Н., Столяревский А.Я. Атомно-водородная энергетика. -
Международный научный журнал «Альтернативная энергетика и экология», №3 (11), 2004. -
с. 5-10).
Уникальная способность высокотемпературных реакторов вырабатывать тепло с
температурой до 950-1000 о
С открывает возможности производства водорода из воды и тем
самым обеспечит замещение органического топлива в энергоемких отраслях
промышленности и на транспорте, что создает основу экологически чистой водородной
энергетики.
Доля этого сегмента рынка атомной энергетики не уступает по масштабу
электроэнергетическому применению, что потребует создания, по крайней мере, 50-100
четырехблочных атомных энерготехнологических комплексов к 2050 г. с производством 25-
50 млн.т водорода в год для России и внешнего рынка.
Как известно, научно-технические основы ВТГР, определяющие возможность
производить высокотемпературное тепло и обеспечивающие безопасность при номинальных
режимах и в аварийных условиях, заключаются в следующем:
1. конструкционным материалом активной зоны и отражателей является графит. Это
означает, что такая активная зона является не расплавляемой, поскольку в любой аварийной
ситуации не достигается уровень температур, превышающий 2000 °С;
2. сферические частицы топлива покрытые несколькими слоями пироуглерода и слоем
карбида кремния надежно удерживают продукты деления до уровня температур 1600 °С;
3. высокая теплоемкость активной зоны;
4. использование в качестве теплоносителя химически инертного гелия, который
практически не активируется не претерпевает фазовых переходов при изменении
температуры и давления;
5. отрицательные обратные связи, обеспечивающие самоглушение реактора при
аварийном разогреве активной зоны;
6. ошибки персонала в управлении аварийными ситуациями не могут повлиять на ее
протекание.
Уникальное свойство топлива - исключать массовый выход продуктов деления - легло
в основу реализации идеи по отводу остаточного тепла от модульных ВТГР, через
поверхность корпуса реактора к конечному поглотителю (воздуху) в аварийной ситуации
только естественными механизмами (конвекция, излучение, теплопроводность). Таким
55

56. образом, модульные ВТГР вследствие присущих им особенностей в значительной степени
приближаются к реакторам с предельно достижимым уровнем безопасности.
Работы по использованию высокотемпературных реакторов для энергетики и, в том
числе, для водородной энергетики развернуты во многих технологически развитых странах ( в
США, Японии, Франции, ЮАР, Китае, Республике Корея).
В 60-х годах прошлого века в нашей стране была инициирована программа по атомно-
водородной энергетике, при выполнении которой был разработан ряд проектов, таких как
АБТУ-15, AБTУц-50, ВГ-400, ВГ-400ГТ, ВГМ, ВГМ-П. Проекты были нацелены на
обеспечение теплом с температурой до 950 о
С технологических процессов по производству
синтетического топлива из угля, производству водорода, аммиака и удобрений, переработке
продуктов нефти, интенсификации добычи нефти и централизованного дальнего
теплоснабжения. (Митенков Ф.М., Кодочигов Н.Г., Васяев А.В., Головко В.Ф., Пономарев-
Степной Н.Н., Кухаркин Н.Е., Столяревский А.Я Высокотемпературный газоохлаждаемый
реактор – энергоисточник для промышленного производства водорода. - Атомная энергия, т.
97, вып. 6, декабрь 2004. - с. 432-446).
Для обоснования проектов высокотемпературных реакторов была создана мощная
экспериментальная и технологическая база, включающая десятки исследовательских и
испытательных стендов, на которых выполнен обширный объем исследований и комплексных
испытаний оборудования.
В настоящее время российскими предприятиями (ОКБМ, РНЦ «Курчатовский
институт», ВНИИНМ им. А.А.Бочвара, НПО «Луч» и др.) в международной кооперации с
участием фирм и национальных лабораторий США разрабатывается проект
высокотемпературного модульного гелиевого реактора с газовой турбиной ГТ-МГР,
являющийся частью концепции федеральной целевой программы «Развитие атомно-
энергетического комплекса России на 2007-2010 годы и на перспективу до 2015 года».
На начальном этапе реализации программы создания инновационной технологии
высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов в России для водородной энергетики
будут созданы следующие основные технологии:
• технология керамического топлива на основе микрочастиц;
• технология реакторной системы с высокотемпературным газоохлаждаемым
реактором и прямым газотурбинным циклом производства электроэнергии;
• технология производства водорода с использованием воды,
высокотемпературного тепла и электричества.
На основе этой технологической платформы могут быть реализованы различные
варианты энергоисточников: производства энергоносителя (водорода), электроэнергии и
тепла.
Технико-экономические характеристики при коммерческой реализации
технологии высокотемпературных реакторов
Характеристики
Производство
водорода на основе
высокотемпературного
электролиза
Производство
электроэнергии и тепла
для отопления
Тепловая мощность, МВт 600х4=2400 600х4=2400
Срок службы, лет 60 60
Годовой отпуск продукции:
- водород, млн. м3
;
- электроэнергия, млн. кВт-ч;
- теплоэнергия, тыс. Гкал
2400
-
2750
-
5780
7510
Себестоимость отпускаемой продукции:
- водорода, цент/м3
;
- электроэнергии, цент/кВт.
ч;
- теплоэнергия, $/Гкал
6
-
8,2
-
1,1
5,6
56

57. Развитие инновационных водородных и реакторных технологий ВТГР позволит
обеспечить:
• производство электроэнергии с высоким (до 50%) к.п.д., обеспечивающим
низкую себестоимость кВт/ч;
• внедрение атомной энергетики в сферу промышленного теплоснабжения,
потребляющего более 40% органического топлива, что является новым крупномасштабным
рынком для атомной отрасли;
• замену углеводородного топлива и широкое внедрение высокотемпературных
реакторных технологий в промышленности и водорода на транспорте существенно уменьшит
выбросы в окружающую среду вредных веществ, включая парниковые газы;
• экономию природного газа и нефти для экспорта и как сырья для
промышленности;
• лидирующую позицию России в области технологий атомной энергетики и
активное участие в создании высокотехнологичной продукции, в части атомных
энерготехнологических установок и водорода.
Производство экологически чистого водородного топлива из воды является
альтернативой уменьшающимся запасам углеводородного топлива и повышает
энергетическую безопасность страны.
ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ БЫСТРЫХ РЕАКТОРОВ В РОССИИ НА
СОВРЕМЕННОМ ЭТАПЕ
Солонин М.И., Корпорация «ТВЭЛ»
Шкабура И.А., Вахрушин А.Ю., Всероссийский научно-исследовательский институт
неорганических материалов им. академика А.А.Бочвара
Продекларированная на этапе становления стратегия быстрого роста атомной
энергетики с использованием быстрых реакторов и топливным самообеспечением по целому
комплексу причин, главным образом экономических, не была осуществлена ни в одной
стране. Требования экономичности, конкурентоспособности, максимального использования
реакторных технологий, оправдавших себя при реализации оборонных программ, определили
тепловые реакторы с водяным охлаждением и урановым топливом как основу мировой и
российской атомной энергетики. Однако использование реакторов на тепловых нейтронах,
сжигающих U-235, поставило атомную энергетику в один ряд с энергетикой, основанной на
применении исчерпываемых органических видов сырья, дефицит части из которых наступит в
ближайшие десятилетия. Кроме того, с годами стала все острее проблема обращения с
отработавшим ядерным топливом и с радиоактивными отходами – концепция замыкания ЯТЦ
с повторным использованием продуктов рецикла для реакторов на тепловых нейтронах
оказалась недостаточно эффективной, а концепция окончательного удаления (захоронения)
ОЯТ в геологических средах до сих пор не реализована на практике.
Сегодня развитие общества выдвинуло на первый план требования гарантированной
безопасности применяемых технологий, приемлемых и понятных решений относительно ОЯТ
и РАО. Стало понятно, что длительное, соизмеримое с исторической эпохой, существование
атомной энергетики возможно при возвращении к первоначальной концепции, то есть
переходу к замкнутому топливному циклу с использованием реакторов на быстрых
нейтронах, обладающих уникальными характеристиками и потому позволяющих преодолеть
сегодняшние проблемы атомной энергетики, а именно:
«Воспроизводство и расширение сырьевой базы». В настоящее время существуют
различные прогнозы относительно рентабельных запасов природного урана, однако уже
сейчас очевидно, что эти ресурсы ограничены. Полученный опыт позволяет приступить к
решению основной задачи, стоящей перед быстрыми реакторами – демонстрации
возможности значительного расширения сырьевой базы ядерной энергетики за счет
вовлечения запасов урана-238 и регенерированных урана и плутония. Именно эта особенность
быстрых реакторов является ключевой, определяющей потребность их развития, ту
особенную роль, которую они играют в концепции развития ядерной энергетики России и
57

58. мира. Вместе с тем быстрые реакторы однозначно ориентированы на замкнутый топливный
цикл.
«Замкнутость». Именно замкнутый ядерный топливный цикл реактора на быстрых
нейтронах позволит продемонстрировать уникальные возможности атомной энергетики по
многократному и эффективному использованию топливных ресурсов, что в свою очередь дает
безотходность.
«Безотходность». Важнейшим элементом топливного цикла быстрого реактора может
быть его безотходность. Появляется возможность работы ядерного энергоблока, не
оставляющего за собой радиоактивных долгоживущих отходов (полностью утилизирующего
собственные отходы по актинидам).
«Утилизация». Технология быстрого реактора в замкнутом топливном цикле может
позволять утилизировать младшие актиниды, образующиеся при переработке топлива
существующих тепловых реакторов (ВВЭР, РБМК, PWR, BWR). В связи с этим важной
задачей является определение и техническое обоснование уровня потребления актинидов «со
стороны» без существенного ухудшения технико-экономических параметров реактора и
параметров безопасности.
«Нераспространение». Следует изучить возможность и целесообразность создания
ядерной технологии производства энергии без использования технологии изотопного
обогащения и материалов «оружейного» качества. Важнейшей составляющей технологии
должна быть отработка элементов, в максимальной степени затрудняющих (в пределе
делающих невозможной) осуществление «ядерного терроризма».
Среди разнообразных проектов быстрых реакторов с использованием различных
теплоносителей и технических решений (газовый реактор, реактор со свинцовым и свинцово-
висмутовым теплоносителем), безусловно, самым освоенным является быстрый реактор с
натриевым теплоносителем – БН. Россия на сегодняшний день является единственной
страной, эксплуатирующей подобный энергетический реактор.
Наиболее проработанным проектом быстрого реактора, который позволяет решить
задачу замыкания топливного цикла по урану и плутонию, является реактор БН-800 (имеется
лицензированный проект энергоблока, начато его строительство). Вместе с созданием БН-800
появляется техническая возможность отработки перспективных вариантов топливных циклов,
которые наверняка появятся за «время жизни» установки (∼50 лет), включая технологическую
поддержку режима нераспространения и решение экологических проблем в части утилизации
младших актинидов.
Планируемое создание реактора БН-800 и ядерного топливного цикла с демонстрацией
его замыкания по урану и плутонию позволит не только сохранить уникальный опыт
Российской Федерации в области эксплуатации коммерческого реактора на быстрых
нейтронах, но и предвосхитит наиболее очевидный путь развития мировой атомной
энергетики путем формирования типовых подходов к ЯТЦ.
Результаты испытаний топлива быстрых реакторов. В течение 1988-2001 гг. в реакторе
БН-600 для экспериментального подтверждения конструкторско-технологических решений и
нейтронно-физических характеристик в обоснование гибридной зоны БН-600 и активной зоны
реактора БН-800 проводился комплекс работ по облучению экспериментальных ТВС с уран-
плутониевым таблеточным оксидным топливом до высоких выгораний.
Всего по состоянию на конец 2004 г. в реакторе БН-600 прошли испытания 40 ТВС с
уран-плутониевым таблеточным оксидным топливом до максимального выгорания 11,8% т.а.
и повреждающей дозы до 80 с.н.а. Все экспериментальные ТВС с уран-плутониевым
таблеточным топливом отработали без замечаний и в течение всего времени облучения
оставались герметичными.
В «горячей» камере были проведены первичные исследования четырех ТВС с
таблеточным МОКС-топливом. Измерения геометрии чехловых труб ТВС после выгрузки из
реактора показали, что они практически не изменили размеров и сохранили прямолинейность.
При внешнем осмотре твэлов отложений, следов перегрева и дефектов на оболочках не
обнаружено. Результаты послереакторных исследований показали высокую надежность и
58

59. работоспособность экспериментальных твэлов с таблеточным МОКС-топливом до
сверхпроектных выгораний.
Помимо использования таблеточной технологии изготовления МОКС-топлива в
сочетании с водно-экстракционной переработкой ОЯТ также ведутся работы по созданию
перспективных технологий на основе электрохимических и вибрационных процессов.
По состоянию на конец 2004 г. в БН-600 облучено 12 ТВС с вибротопливом,
изготовленным в НИИАР. Максимальное выгорание в ТВС с вибротопливом составило
10,5% т.а., а максимальная повреждающая доза – 77 с.н.а. Результаты комплексных
материаловедческих исследований, проведенных на ТВС с выгоранием 6,8% т.а., показали,
что все компоненты ТВС и твэлов находятся в удовлетворительном состоянии.
Экспериментальные данные по облучению в реакторе БН-600 МОКС-топлива разного
вида представлены в таблице. Как видно, испытания таблеточного топлива на данный момент
проведены в большом объеме. Кроме того, параметры его облучения, такие как степень
выгорания, линейная нагрузка, повреждающая доза близки к проектным для БН-800. В
соответствии с новым базовым вариантом ТВС диаметр твэла для реактора БН-800 с
таблеточным топливом составляет ∅6,9 мм. Для этого типоразмера проведено испытания 23
ЭТВС.
Результаты реакторных испытаний топлива быстрых реакторов
Состав топлива
Max
выгорание,
% т.а.
Max удельная
нагрузка на твэл,
кВт/л
Количество
облученных
твэлов, шт
Примечание
МОКС-топливо в БН-600
(U,Pu)O2
PuO2 –(21-25)%
11,8 48,0 4953 Таблетки
(U,Pu)O2
PuO2 – 21%
10,5 44 1524 Вибротопливо
Нитридное уран-плутониевое топливо в БОР-60
UPuN
PuN – 20%
3,9 104.4 5
Таблетки
Газовый зазор
UPuN
PuN – 45%
9,3 42 2
Таблетки
Газовый зазор
UPuN
PuN – 60%
12 54 2
Таблетки
Газовый зазор
UPuN
PuN – 12%
0,44 32,5 4
Таблетки,
Свинцовый зазор
Таким образом, на сегодняшний день наряду с промышленной эксплуатацией на БН-
600 проводятся реакторные испытания различных типов МОКС-топлива (в перспективе –
испытания нитридного топлива, металлического топлива, новых оболочечных материалов
твэлов на глубокие выгорания). Результаты испытаний уран-плутониевого нитридного
топлива в БОР-60 представлены также в таблице.
Действующие и разрабатываемые технологии изготовления МОКС-топлива. В
настоящее время для производства ядерного топлива для энергетических реакторов
повсеместно применяется таблеточная технология. В 80-е годы на линии «Пакет» (ПО
«Маяк») создано опытно-промышленное производство таблеточного МОКС-топлива, где
изготавливались твэлы сборок для БН-350 и БН-600.
Постепенная эволюция твэлов с таблеточным топливом, производимых в
промышленном масштабе для реакторов БН-350 и БН-600, привела к созданию во ВНИИНМ
современной технологии изготовления МОКС-топлива методом механического смешивания –
процесса вихревого размола (ВР-процесса). В основе ВР-процесса лежит измельчение и
смешивание оксидных порошков в электромагнитном смесителе.
С учетом накопленного производственного опыта и глубины проработки технологии
ВР-процесс на данный момент имеет наибольшую степень готовности к промышленному
59

60. внедрению. Для его реализации завершается создание автоматизированной опытно-
промышленной установки по производству пресс-порошка, обладающей высокой
производительностью. Другое основное оборудование, заложенное в технологию,
изготавливается серийно.
В зависимости от применяемых исходных порошков разработаны две разновидности
ВР-процесса: механическое смешивание индивидуальных оксидов и изготовление топлива с
использованием уран-плутониевого исходного порошка («Гранат»).
Вибротехнология изготовления твэлов основана на применении топливной крупки,
полученной по пироэлектрохимической технологии. Разделенная на фракции топливная
крупка (U,Pu)O2 с заданным содержанием плутония вместе с геттером из металлического
урана вводится путем виброуплотнения в твэл. Основной опыт по производству и данные по
поведению такого МОКС-топлива накоплены при эксплуатации исследовательского реактора
БОР-60 в НИИАР. На существующих установках изготавливаются экспериментальные ТВС
для обоснования виброуплотненного МОКС-топлива в БН-600.
Действующие и разрабатываемые технологии изготовления МОКС-топлива
Исходные материалы Технология изготовления топлива
Таблетки UO2 – промышленное производство
UO2 – газопламенный
ОАО МСЗ: Смешивание с жидким связующим, гранулирование,
прессование в таблетки, спекание в водороде, снаряжение твэлов,
заполнение гелием
Таблетки (U, Pu)O2 – готовность к созданию опытно-промышленного производства
UO2 – газопламенный
PuO2 – оксалатного осаждения
ВР-процесс: дозирование, измельчение-смешивание компонентов,
гранулирование, смешивание с сухой смазкой, прессование в
таблетки, спекание в аргоно-водороде, снаряжение твэлов,
заполнение гелием.
UO2 – газопламенный
(U, Pu)O2 – «Гранат»
Таблетки (U, Pu)N – лабораторная технология
UN – синтез из металлов
PuN – синтез из металлов
Дозирование, измельчение-смешивание компонентов, окатывание,
прессование в таблетки, комбинированное спекание вакуум-аргон,
снаряжение твэлов, заполнение гелием или жидким свинцом.
Крупка (U, Pu)O2 – готовность к созданию опытно-промышленного производства
(U, Pu)O2 -
пироэлетрохимическая крупка
с различным содержанием
плутония
Вибро-технология: Рассев на фракции, дозирование фракций и
уранового геттера, механическое смешивание компонентов,
заполнение крупкой твэлов с виброуплотнением, заполнение
твэлов гелием
Для перспективного смешанного нитридного топлива разработаны лабораторные
технологии. Проводимое в настоящее время изготовление экспериментальных твэлов с
таблеточным нитридным топливом сопровождается разработкой установок и систем,
рассчитанных на промышленное производство.
Завод РТ-1 (ПО «Маяк») обладает достаточным опытом переработки уранового ОЯТ
различных типов. Фактическая производительность завода РТ-1 по переработке ОЯТ
реакторов различного типа на настоящий момент ∼100 т/год при разрешенной 250 т/год, что
меньше проектной ∼ 400 т/год. Водно-экстракционная технология регенерации позволяет
достичь количественного извлечения U и Pu свыше 99,9% с полной очисткой от продуктов
деления (свыше 107
-108
раз).
В 1977-90 гг. в горячих камерах ФЭИ был проведен комплекс НИОКР с отработавшим
МОКС-топливом реакторов БР-10, БОР-60 и БН-350, которые показали применимость водно-
экстракционной технологии, подтвердили показатели по извлечению и очистке урана и
плутония и пригодность существующей системы обращения с РАО. Эти разработки могут
быть взяты за основу для проведения опытных и опытно-промышленных испытаний на ПО
«Маяк» с использованием экспериментальных ТВС с МОКС-топливом.
В НИИАР с середины 60-х годов проводятся исследования и разработки в обоснование
замкнутого топливного цикла реакторов на быстрых нейтронах с оксидным уран-
плутониевым топливом. Топливный цикл основан на пироэлектрохимической технологии
60

61. регенерации облученного оксидного уран-плутониевого топлива в хлоридных солевых
расплавах. Получены данные по составу, свойствам и методам обращения с отходами опытно-
исследовательского комплекса НИИАР, включающего установку грануляции смешанного
топлива с использованием пироэлектрохимического процесса и установку изготовления из
этого топлива твэлов и ТВС реакторов БОР-60 и БН-600 методом виброуплотнения.
В отличие от водно-экстракционной, пироэлектрохимическая технология регенерации
обеспечивает очистку от продуктов деления на уровне 101
-102
раз.
В отношении степени очистки топлива при переработке ОЯТ следует отметить, что:
 активность топлива определяется главным образом продуктами деления;
 реакторные испытания МОКС-топлива в БН-600 проводились только с использованием
регенерированных материалов, имеющих степень очистки 107
-108
;
 снижение степени очистки до значений 101
–102
принципиально усложнит
производство, транспортировку и загрузку топлива в реактор, что не может не
сказаться на экономических показателях ЗТЦ.
Стадия переработки ОЯТ быстрых реакторов и последующей утилизации
радиоактивных отходов при рассмотрении возможности реализации ЯТЦ не является
определяющей в связи со значительной адаптированностью действующей технологии завода
РТ-1 к переработке облученного МОКС-топлива БН-800; планами модернизации завода РТ-1
с окончанием в 2010 г., осуществляемой вне зависимости от планов вовлечения облученного
МОКС-топлива в цикл переработки; значительно меньшими сроками проведения НИОКР в
данной области по сравнению со сроками создания промышленного производства МОКС-
топлива.
Несмотря на промышленную зрелость, существующая технология водно-
экстракционной переработки ОЯТ – Пурекс-процесс – не решает задачи фракционирования
малых актиноидов и долгоживущих продуктов деления в требуемом объеме. Решение данного
вопроса возможно и важно с точки зрения улучшения экологических показателей ЗТЦ путем
вовлечения в него МА и продуктов деления.
Действующие и разрабатываемые технологии переработки ОЯТ
Технология Топливо Степень очистки Освоенность технологии
Пурекс-процесс
Таблетки UO2 107
-108 Опытно-промышленное
производство (завод РТ-1)
Таблетки (U,Pu)O2 107
-108 Стендовая проверка на
реальном топливе
Таблетки (U,Pu)N -
Лабораторная проверка на
необлученном топливе
REPA-процесс Таблетки UO2 107 Стендовая проверка отдельных
элементов на реальном топливе
Газофторидная технология Таблетки UO2 106 Стендовая проверка на
реальном топливе («Фрегат»)
Электрохимическая
регенерация в
Вибротопливо UO2 10-100
Стендовая проверка на
реальном топливе
хлоридных расплавах
Вибротопливо
(U,Pu)O2
10-100
Стендовая проверка на
реальном топливе
Переработка во фторидных расплавах
Молибдатных и фосфатных расплавах
Металлических расплавах.
-
Лабораторные исследования на
имитационных системах
(U,Pu)O2 и (U,Pu)N*
*Требуется разработка системы очистки от 14
СО2 или замена изотопа 14
N дорогостоящим 15
N с
последующей его регенерацией
Направления работ в области совершенствования методов обращения с
радиоактивными отходами на ПО «Маяк» и оценка их стоимости представлены в
утвержденном «Комплексном плане по обеспечению решения экологических проблем,
61

62. связанных с текущей и прошлой деятельностью ФГУП ПО «Маяк». Комплексным планом
предусматривается модернизация к 2009 г. действующей основной технологии, включая
обеспечение переработки топлива реакторов ВВЭР-1000, и создание к 2010 г. экологически
приемлемого комплекса по обращению с РАО.
Для переработки САО будет создан комплекс, включающий цементирование кубовых
остатков, пульп и смол с получением цементного компаунда, направляемого в хранилище
твердых отходов.
Для переработки жидких НАО на ПО «Маяк» также предусматривается строительство
нового комплекса, включающего предварительную очистку растворов на селективных
сорбентах, обратноосмотическое концентрирование растворов и удаление концентратов солей
через систему обращения с САО.
Принципиальная схема обращения с РАО в замкнутом ЯТЦ
Переработка ОЯТ Рецикл топлива
РАО
U, Pu
Фракционирование
Складирование
Трансмутация в
экранной зоне БР или в
специальном реакторе
Цементирование
Приповерхностное
захоронение
Cs, Sr, ПД
Остекловывание
Контролируемое
хранение
Захоронение в
геологических
формациях
МА, Np ITc
САО, НАО
Без фракционирования
МА, Np I, Tc,
Cs, Sr, ПД
Остекловывание
Контролируемое
хранение
Приповерхностное
захоронение
ВАО
Переработка ОЯТ Рецикл топлива
РАО
U, Pu
Фракционирование
Складирование
Трансмутация в
экранной зоне БР или в
специальном реакторе
Цементирование
Приповерхностное
захоронение
Cs, Sr, ПД
Остекловывание
Контролируемое
хранение
Захоронение в
геологических
формациях
МА, Np ITc
САО, НАО
Без фракционирования
МА, Np I, Tc,
Cs, Sr, ПД
Остекловывание
Контролируемое
хранение
Приповерхностное
захоронение
ВАО
Таким образом, по существующим технологиям переработки ОЯТ и обращению с РАО
можно сделать следующие основные выводы:
 Достаточный объем разработок для создания опытно-промышленного производства
(U,Pu)O2 топлива с вводно-экстракционной технологией переработки первичных и
рециклированных ядерных материалов.
 Разработка технологии переработки смешанного нитридного топлива находится в
стадии НИР.
 Требуют большого внимания и комплексного подхода технологии обращения с РАО,
включая фракционирование, трансмутацию и окончательное удаление.
Программу освоения реакторами БН замкнутого топливного цикла на уран-
плутониевом топливе, улучшения технико-экономических характеристик, повышения их
безопасности и постепенного внедрения в структуру атомной энергетики целесообразно
реализовывать поэтапно.
Реактор БН-600 эксплуатируется в проектном варианте на урановом топливе до
окончания проектного срока эксплуатации и продолжает работать далее в соответствии с
величиной продленного ресурса. Главное назначение реактора БН-600 в плане дальнейшего
развития технологии быстрых реакторов – испытание перспективных видов топлива и
материалов с целью достижения высокого выгорания топлива, а также обоснование
повышенных ресурсов оборудования до 40-50 лет, что очень важно для улучшения технико-
экономических характеристик разрабатываемых проектов.
Реактор БН-800, пуск которого намечен после окончания проектного срока
эксплуатации БН-600, является по существу пилотной установкой, на которой будет
62

63. осуществлен плавный переход от опытно-промышленной технологии уранового топливного
цикла (типа БН-600) к промышленной технологии быстрых реакторов уран-плутониевого
цикла с МОКС-топливом в условиях ЗТЦ. Применительно к этому проекту в отрасли должна
быть создана опытно-промышленная база, позволяющая на начальном этапе замкнуть
ядерный топливный цикл, а далее на практике показать экологические достоинства подобного
цикла с точки зрения уменьшения радиотоксичности РАО и возможности технологической
поддержки режима нераспространения.
Коммерческую АЭС с реактором на быстрых нейтронах (БН-К), на которой
осуществляется верификация основных проектно-конструкторских решений, позволяющих
вывести подобную АЭС в разряд конкурентоспособных, в дальнейшем предполагается
сделать серийным коммерческим реактором. За основу разработки могут быть взяты
предложения по АЭС с реактором БН-1800.
Для создания ЯТЦ реакторов типа БН в отрасли должна быть создана промышленная
база по производству смешанного уран-плутониевого топлива и обеспечены необходимые
мощности завода по регенерации топлива. При построении замкнутого топливного цикла
целесообразно учесть следующие экономические аспекты:
− максимальное использование действующих промышленных производств
для снижения капитальных затрат;
− минимальные инвестиции и обеспечение рентабельности топливного
цикла;
− минимальные сроки для промышленного освоения технологий;
− демонстрация топливного самообеспечения с поэтапным
совершенствованием элементов топливного цикла, возможность варьирования КВ;
− унификация отраслевых технологий изготовления топлива и переработки
ОЯТ.
На начальном этапе замыкания топливного цикла при реализации проекта БН-800
предусматривается использование регенерированного диоксида плутония и имеющегося
обедненного урана. Изготовление комплектующих твэлов, ТВС и экранных таблеток
налажено для изготовления топлива БН-600.
Принципиальная схема замкнутого топливного цикла на этапе реализации
проекта БН-800
Комплектующие,
таблетки UO2
для экрана
Порошок
обедненного UO2
Порошок PuO2
Производство
топлива, твэлов и
ТВС
Утилизация
отходов
Переработка
облученного
топлива
БН-800
Бассейн выдержки
Регенерированный
порошок
(U,Pu)O2 «Гранат»
Транспортировка
Транспортировка
Комплектующие,
таблетки UO2
для экрана
Порошок
обедненного UO2
Порошок PuO2
Производство
топлива, твэлов и
ТВС
Утилизация
отходов
Переработка
облученного
топлива
БН-800
Бассейн выдержки
Регенерированный
порошок
(U,Pu)O2 «Гранат»
Транспортировка
Транспортировка
В перспективе необходимо предусматривать развитие ядерного топливного цикла
реакторов типа БН по следующим основным направлениям.
Технологическая поддержка режима нераспространения. Основной разработкой,
обеспечивающей технологический барьер нераспространения материалов МОКС-топлива,
63

64. является технология «Гранат». В основе процесса «Гранат» заложен метод соосаждения солей
урана и плутония из азотнокислого раствора гидроксидом аммония в присутствии
водорастворимого полимера – полиакриламида.
Преимуществом данной технологии является возможность изготовления непылящих и
текучих порошков (U, Pu)O2 с высокой концентрацией плутония. Эти порошки могут быть
использованы в виде концентратов с последующим их сухим разбавлением диоксидом урана с
применением технологии вихревого размола.
Таким образом, появляется возможность проводить переработку ОЯТ и рефабрикацию
топлива без разделения урана и плутония на всех стадиях технологического процесса. К
моменту начала переработки ОЯТ МОКС-топлива БН-800 планируется создание опытно-
промышленной установки для получения порошков по технологии «Гранат».
64

65. Принципиальная схема процесса «Гранат»
Ar, 7% H2
ПОЛИАКРИЛАМИДNH4OH
НА ПЕРЕРАБОТКУ
U, Pu ОТ ТЕКУЩЕЙ ПЕРЕРАБОТКИ ОЯТ
СООСАЖДЕНИЕ U И Pu,
ГРАНУЛИРОВАНИЕ ОСАДКА
ФИЛЬТРАЦИЯ, ПРОМЫВКА
И СУШКА ОСАДКА
ПРОКАЛКА
И ВОССТАНОВЛЕНИЕ
ИЗГОТОВЛЕНИЕ ТАБЛЕТОК
МОКС-ТОПЛИВА
МАТОЧНЫЙ РАСТВОРAr, 7% H2
ПОЛИАКРИЛАМИДNH4OH
НА ПЕРЕРАБОТКУ
U, Pu ОТ ТЕКУЩЕЙ ПЕРЕРАБОТКИ ОЯТ
СООСАЖДЕНИЕ U И Pu,
ГРАНУЛИРОВАНИЕ ОСАДКА
ФИЛЬТРАЦИЯ, ПРОМЫВКА
И СУШКА ОСАДКА
ПРОКАЛКА
И ВОССТАНОВЛЕНИЕ
ИЗГОТОВЛЕНИЕ ТАБЛЕТОК
МОКС-ТОПЛИВА
МАТОЧНЫЙ РАСТВОР
Повышение глубины выгорания топлива. Эксплуатация головного блока реактора БН-
800 позволит не только продемонстрировать эффективность замкнутого топливного цикла на
основе быстрых реакторов, но также отработать перспективные решения, технологии и
материалы для реакторов типа БН-К, где предполагается использовать смешанное топливо
(оксидное или нитридное) с высокой эффективной плотностью, рассчитанное на глубокие
выгорания (выше 17% т.а.). Поэтапное совершенствование инновационного топлива в БН-800
снизит риски, связанные с широкомасштабным внедрением в производство и эксплуатацией
экономически эффективного топлива для коммерческого реактора.
Применяемая в настоящее время сталь оболочек твэлов ЧС-68 в х.д. состоянии
обеспечивает выгорание 11,2% т.а. и не позволяет достичь требуемого высокого уровня
выгорания топлива из-за радиационного распухания и деградации механических свойств при
облучении.
Промежуточный уровень выгорания 14-15% т.а. (повреждающая доза ∼120 с.н.а.) в
реакторе БН-600 планируется достичь путем применения в качестве материалов для оболочек
твэлов усовершенствованных аустенитных (ЭК-163 и ЭК-164) и ферритно-мартенситной
стали (ЭП-450). Сталь ЭП-450 освоена промышленностью и применяется для чехлов штатных
ТВС в реакторе БН-600.
Перспективными направлениями достижения уровня выгорания топлива выше 17% т.а.
(повреждающая доза до ∼150 с.н.а.) и возможностью повышения уровня рабочих температур
оболочек твэлов являются создание новых жаропрочных 12%-ых хромистых сталей
ферритно-мартенситного класса, включая их дисперсно-упрочненные оксидами (ДУО)
модификации.
Поскольку оболочечным материалам, которые планируется применять для достижения
высоких выгораний, не свойственно значительное радиационное распухание, в перспективе
необходимо решить задачу снижения механического взаимодействия распухающего при
облучении топлива с оболочкой. Также актуальной станет задача снижения химического
65

66. взаимодействия топлива и оболочки. Эти и другие топливные проблемы предстоит решить до
создания БН-К на экспериментальной базе БН-800.
Важным направлением развития топливных материалов является создание нитридного
смешанного топлива и технологии его изготовления. Использование нитридного топлива в
быстрых реакторах весьма перспективно благодаря его высоким показателям безопасности за
счет большей эффективной плотности, высокой теплопроводности композиции (U, Pu)N и
высокого КВ загруженной им активной зоны. В случае готовности промышленных нитридных
технологий реактор БН-К может быть запущен на смешанном нитридном топливе. В
настоящее время основные НИОКР по нитридному топливу сосредоточены на следующих
направлениях:
 исследование дореакторных и реакторных свойств;
 разработка опытно-промышленных технологий изготовления исходных порошков
мононитридов и топливных таблеток;
 разработка технологий регенерации нитридного топлива;
 разработка опытно-промышленных систем газоочистки и контроля параметров газовой
атмосферы камер технологических линий;
 решение проблемы накопления углерода 14.
Наряду с нитридным топливом для коммерческих реакторов рассматривается МОКС-
топливо с повышенной эффективной плотностью в твэле, обеспечивающее схожие показатели
АЗ БН-К.
На первом этапе замыкания топливного цикла обеспечивается техническая
возможность демонстрации выжигания америция, накопленного в АЗ БН-800 (на уровне 1%
от количества тяжелых ядер). На последующих этапах предполагается обосновать
возможность уничтожения младших актинидов, образующихся в результате работы тепловых
реакторов.
Для этого в НИОКР ближайших лет необходимо провести детальное изучение
физических процессов и технических схем, предлагаемых для утилизации младших актинидов
с учетом возможной многократной их рециркуляции. Определить наиболее эффективные из
них (по различным нуклидам), выработать требования к материалам и технологиям
изготовления топливных композиций с МА, мишеней для выжигания МА, решить вопросы,
связанные с утилизацией остающихся отходов. Для обоснования работоспособности топлива
с МА на основе инертных безурановых матриц необходимо также предусмотреть комплекс
реакторных испытаний.
Сроки и мероприятия, обеспечивающие рецикл ядерных материалов и развитие
замкнутого топливного цикла быстрых натриевых реакторов, можно разделить на три
крупных этапа.
Этап запуска БН-800 (2006-2012 гг.):
 Доработка проектных решений по реакторной установке.
 Строительство энергоблока с реактором БН-800.
 Доработка технологических процессов, разработка проекта производства МОКС-
топлива.
 Поэтапное повышение выгорания МОКС-топлива с использованием реактора БН-600.
 Создание производства МОКС-топлива.
 Наработка исходных материалов, изготовление топлива начальных загрузок.
 Доработка ТУКов для перевозки свежего МОКС-топлива на основе энергетического
плутония.
Этап замыкания топливного цикла (2007-2019 гг.):
 Доработка технологических процессов совместного выделения урана и плутония.
 Подготовка радиохимического производства на базе завода РТ-1.
 Разработка ТУК для перевозки облученного МОКС-топлива.
66

67.  Доставка облученного топлива после выдержки на АЭС, переработка топлива.
 Изготовление топлива на основе смешанного регенерата плутония и урана.
 Начало и получение опыта работы реактора БН-800 на регенерированном топливе.
Этап отработки перспективных вариантов топливного цикла реакторов БН (2020-2040
гг.):
 Разработка, обоснование и переход на активную зону с полным, а при необходимости
расширенным воспроизводством топлива.
 Отработка способов включения в топливный цикл минорных актинидов.
 Дальнейшее повышение выгорания МОКС-топлива.
 Отработка пироэлектрохимической технологии переработки топлива.
 Научно-техническое обоснование и испытания нитридного топлива.
 Разработка, обоснование и переход на нитридную активную зону реактора БН-800.
Основные положения концепции замкнутого топливного цикла реактора БРЕСТ:
 Обеспечение коэффициента воспроизводства в активной зоне близким единице, что не
требует выделения и добавления плутония.
 Использование топлива (U, Pu)N.
 Обеспечение принципа эквивалентности захоронения за счет трансмутации актинидов
(Am+Tc+I+Np – топливо; Cm – временная выдержка затем в топливо: Cs+Sr –
остекловывание и контролируемое хранение).
 Обеспечение нераспространения ядерных материалов за счет исключение возможности
выделения плутония в производствах замкнутого топливного цикла, присутствие в
топливе трансмутируемых актинидов и неглубокая очистка (10-102
) от продуктов
деления, создание пристанционных ЯТЦ.
Для обоснования работоспособности топлива реактора БРЕСТ во ВНИИНМ
разработаны технологические процессы и изготовлены экспериментальные твэлы с
таблетками из смешанного нитридного топлива со свинцовым подслоем для облучения в
реакторе БОР-60. Продолжаются НИОКР по созданию промышленной технологии
изготовления и переработке нитридного топлива данного типа.
Полученный опыт по НИОКР и эксплуатации судовых ЯЭУ позволил выработать
основные проектные подходы к реактору со свинцово-висмутовым теплоносителем (типа
СВБР-75/100) его и топливным циклам для атомной энергетики. В настоящее время
рассматривается возможность работы реактора на разных видах топлива и в различных
топливных циклах. Предусмотрены как таблеточная, так и виброконструкции твэлов,
рассчитанных на выгорание <10% т.а. при протяженности кампании 10-20 лет.
Предлагаемые варианты ЗТЦ реактора СВБР:
− Топливо – оксид обогащенного урана (<20% U-235) при КВА<1,
отложенная переработка: минимальные затраты на производство, высокая стоимость топлива.
− МОКС-топливо с оружейным и энергетическом плутонием при КВА ≥ 1:
режим топливного самообеспечения в замкнутом ЯТЦ.
− Нитридное урановое топливо (КВА~1) с отложенной переработкой.
− Смешанное нитридное топливо (КВА~1,13), расширенное
воспроизводство топлива с временем удвоения количества плутония ~ 45 лет.
− TRUOX-топливо для сжигания младших актинидов.
− Прямое использование ОЯТ тепловых реакторов в качестве топлива
подпитки вместо отвального урана.
67

68. Принципиальная технологическая схема замкнутого топливного цикла реактора
БРЕСТ
Изготовление мононитридного
топлива из сплава U и Pu
Изготовление мононитридного
топлива из оксидов
Сборка твэлов и ТВС
БРЕСТ-ОД-300
Регенерация
топлива
Электрохимическая
регенерация в
расплавленных солях
Гидрометаллургическая
регенерация PUREX-процесс
ОЯТ ВВЭР
Металлические
U и Pu
Оксиды U и Pu
Отвальный уран
Изготовление мононитридного
топлива из сплава U и Pu
Изготовление мононитридного
топлива из оксидов
Сборка твэлов и ТВС
БРЕСТ-ОД-300
Регенерация
топлива
Электрохимическая
регенерация в
расплавленных солях
Гидрометаллургическая
регенерация PUREX-процесс
ОЯТ ВВЭР
Металлические
U и Pu
Оксиды U и Pu
Отвальный уран
Концептуальная схема ЯТЦ реактора СВБР многовариантна и сложна,
целесообразность использования ОЯТ тепловых реакторов вместо отвального или
рециклированного урана требует обоснования. ЗТЦ реактора СВБР может быть организован
по аналогии с ЗТЦ реакторов БН.
Создание экономичного и полноценного замкнутого ядерного топливного цикла,
решающего проблемы топливного самообеспечения, экологии, РАО и технологические
аспекты нераспространения – сложная и долгосрочная задача мировой АЭ. Ядерный
топливный цикл реактора БН-800 имеет высокую технологическую готовность при
использовании МОКС-топлива. Поэтапно могут быть реализованы рецикл ядерных
материалов, демонстрация вовлечения в цикл МА и переход на перспективные виды ядерного
топлива. Заявленная Россией позиция по плану создания реактора БН-800 с ЗТЦ должна
способствовать развитию этого направления в рамках широкого международного
сотрудничества, формированию типовых подходов к ЯТЦ мировой АЭ. Для дальнейшего
развития атомной энергетики на основе быстрых реакторов необходимо продолжать НИОКР
по замкнутым топливным циклам реакторов типа БРЕСТ, СВБР.
ПОВЫШЕНИЕ ЗАПАСОВ БЕЗОПАСНОСТИ РЕАКТОРОВ БН
Ефанов А.Д., Сорокин А.П., ГНЦ РФ-ФЭИ им. А.И.Лейпунского
Настоящий этап развития атомной энергетики связан с совершенствованием АЭС с
целью повышения их безопасности. Таким образом, судьба атомной энергетики в
значительной степени зависит от оперативного нахождения эффективных и убедительных
решений проблемы безопасности АЭС. Ядерная индустрия должна создать значительные
резервы безопасности на атомных станциях. Исходя из этого и принимая во внимание
накопленный опыт эксплуатации действующих АЭС и новые, более жесткие стандарты
безопасности, поставлена задача разработки реакторов нового поколения с повышенным
уровнем внутренней безопасности [1, 3, 4].
Внутренняя безопасность означает способность реакторных систем предотвращать
аварии с разрушением активной зоны без участия систем аварийной защиты и действий
оператора за счет использования только внутренних ядерных, теплогидравлических и
механических обратных связей для поддержания активной зоны в безопасных условиях.
Основным направлением решения поставленной задачи является дальнейшее развитие
68

69. свойств самозащищенности АЭС, и, в первую очередь, ядерных реакторов, путем сочетания
свойств безопасности и пассивных защитных устройств (ПЗУ) [1, 5].
Следует иметь в виду, что натрий имеет несомненные достоинства с точки зрения
развития в реакторе внутренне присущих свойств саморегулирования:
• допускает без кипения значительное (в пределах стойкости сталей) повышение
температуры, а также изменение в большом диапазоне подогрева теплоносителя в реакторе;
• обеспечивает развитие эффективной естественной циркуляции (ЕЦ) в реакторе и
по контурам благодаря сильной зависимости плотности от температуры, сохраняет
эффективный теплосъем и при низких скоростях ЕЦ;
• как никакой другой теплоноситель обладает высокой теплотой
парообразования;
• обеспечивает удержание и улавливание холодными ловушками осколков
деления.
Для реализации идеи пассивной саморегулирующей системы останова БР требуются
конструкции ТВС, штанг борных стержней и окружающих активную зону структур, которые
при отказе систем останова и теплоотвода и последующем росте температуры изменяли бы
форму и положение таким образом, чтобы формировалась отрицательная реактивность в
активной зоне, обеспечивающая снижение мощности до уровня, отводимого ЕЦ
теплоносителя.
Основные известные устройства по характеру обратной связи можно разделить на
срабатывающие по превышению температуры топлива, снижению расхода теплоносителя,
повышению температуры теплоносителя. Заявка на успешное решение проблемы
самозащищенности быстрого реактора – разработка пассивной (саморегулируемой) системы
останова БН-800 гидравлически взвешенными потоком натрия над активной зоной борными
стержнями.
Устройства, работа которых основана на фазовом переходе (плавлении, сублимации и
перемещении) ядерного топлива, позволят наиболее эффективно обеспечить выполнение
функции безопасности. Но в настоящее время такие устройства слабо проработаны
технологически. Их внедрению должна предшествовать весьма длительная и дорогостоящая
стадия отработки. Наиболее распространенные ПЗУ, срабатывающие по превышению
температуры теплоносителя (ПЗУ-Т). ПЗУ данного типа размещаются на выходе из активной
зоны (АЗ) ядерного реактора, их температурочувствительный элемент омывается
теплоносителем. При превышении температуры теплоносителя выше предельно допустимой
происходит срабатывание элемента и перемещение поглотителя в АЗ с переводом её в
подкритическое состояние.
В существующих АЭС с БР весьма сложная атомная паро-производительная установка.
Реактор и система транспорта тепла «обвязаны» почти полдюжины внешних
вспомогательных натриевых систем и элементов, разбросанных по различным помещениям,
которые увеличивают объем натрия и опасность течей, нарушающих принцип интегральности
реактора.
САРХ, включающая теплообменники, насосы, трубопроводы, вентили, задвижки,
воздуходувки, увеличивает количество единиц оборудования, объемы натрия вне реактора и
отрицательно сказывается на надежности и экономике АЭС. БН-600 и «Феникс»
продемонстрировали высокую работоспособность, потому что не были обвязаны полным
перечнем вышеуказанных систем [1, 3].
Теплоперенос в традиционных САРХ осуществляется за счет естественной циркуляции
натрия в гравитационном поле. Недостатками этого технического решения являются большая
высота воздушного ТО над реактором, большой объем натрия, постоянный сброс тепла (для
обеспечения готовности к работе), необходимость спускового механизма для воздушного
шибера, большая инерционность. Новым техническим решением является конструкция САРХ
со встроенными теплообменниками и охлаждением активной зоны путем подачи холодного
теплоносителя на входе в активную зону в зазоры между ТВС. Также представляется
69

70. эффективным решение использование для отвода тепла испарительно-конденсационную (ИК)
систему. В этом случае теплоперенос осуществляется в виде скрытой теплоты
парообразования в результате процессов испарения и конденсации и действия
гравитационного поля. Его преимуществами являются малая высота системы, малый объем
рабочей жидкости, полная пассивность запуска и работы, постоянная готовность, малая
инерционность.
В будущих БР должны быть найдены решения, позволяющие исключить внешние
натриевые САРХ, упростить и удешевить быстрый реактор. Заслуживает внимания вариант
погружения трубных пучков в корпус реактора с организацией в режиме аварийного
расхолаживания циркуляции внутри трубок газа (или воздуха).
При переходе к аварийному расхолаживанию БР, когда в течение длительного времени
практически отсутствует циркуляция натрия до момента развития естественной конвекции,
может возникнуть кипение натрия. Проблемными вопросами охлаждения активной зоны в
этих режимах при возникновении кипения натрия являются:
• исследование межканальной неустойчивости;
• проверка нового технического решения – натриевой полости над активной зоной
реактора БН-800;
• моделирование развития области кипения в натурной ТВС реактора БН-800;
• разработка теплогидравлических кодов для анализа развития процесса кипения
в ТВС (системе параллельных ТВС) и в циркуляционном контуре, их верификация;
• расчетное моделирование режимов аварийного расхолаживания БР.
Проведенные в последнее время исследования кипения жидкого металла в системе
параллельных каналов показали значительные эффекты межканальной неустойчивости [2].
Важным вопросом является разработка и создание встроенной в реактор системы
очистки и контроля состояния качества натрия.
Быстрые реакторы значительно укрепили бы свои позиции, если бы с учетом
огромного накопленного опыта по технологии БР были бы увеличены запасы безопасности.
Для этого необходимо:
• существенно упростить конструкцию и структуру атомной паро-
производительной установки БР;
• полностью использовать потенциал саморегулирования БР для построения
системы безопасности БР на принципах самозащищенности.
Разработка и обоснование этих систем и устройств требует проведения комплекса
экспериментальных и расчетных теплогидравлических исследований БР в стационарных и
динамических режимах.
Литература:
1. Белянин П.Н., Адамов Е.О., Анфимов Н.А. и др. Технические средства обеспечения
безопасности РБН/ Машиностроение ядерной техники. – Под ред. О.Е.Адамова. – М.:
Машиностроение. – 2005. – Книга 1. – С. 616-620.
2. Иванов Е.Ф., Сорокин А.П., Иванов В.В. и др. Экспериментальные исследования
кипения жидкого металла в параллельных каналах в условиях естественной циркуляции/
Препринт ФЭИ-3023. – Обнинск: ОНТИ ГНЦ РФ-ФЭИ. – 2005.
3. Митенков Ф.М. Перспектива развития реакторов на быстрых нейтронах/ Атомная
энергия. – 2002. – Т. 92. – Вып. 6. – С. 423-432.
4. Поплавский В.М., Цибуля А.М., Камаев А.А. и др. Перспективный натриевый быстрый
реактор БН-1800, удовлетворяющий требованиям ядерной энергетики XXI века/ Атомная
энергия. – 2004. – Т. 96. – Вып. 5. – С. 335-342.
5. Сердунь Е.Н., Сорокин А.П., Портяной А.Г. и др. Разработка и изучение пассивных
защитных устройств для управления запроектными авариями на основе гидрокапиллярных
систем/ Вопросы атомной науки и техники. Серия «Физика ядерных реакторов». – М.:
РНЦ «Курчатовский институт». – 2000. – Вып. 3. – С. 6-13.
70

71. ПРОБЛЕМЫ СОЗДАНИЯ СИСТЕМЫ ОЧИСТКИ НАТРИЯ ПЕРВОГО
КОНТУРА С РАЗМЕЩЕНИЕМ ФИЛЬТР-ЛОВУШЕК В КОРПУСЕ РЕАКТОРА
(ВСТРОЕННАЯ СИСТЕМА ОЧИСТКИ)
Ефанов А.Д., Козлов Ф.А., Волчков Л.Г., Алексеев В.В., Сорокин А.П., ГНЦ РФ-
ФЭИ им. А.И.Лейпунского
Одним из путей возможного повышения безопасности АЭС с быстрыми реакторами с
натриевым теплоносителем считается корпусная компоновка I контура реактора с
размещением практически всех натриевых узлов и систем (в том числе и ХЛ) в корпусе
реактора. Впервые такая концепция реализована во Франции на реакторе Superphenix. Данный
подход рассматривается и в России в первую очередь для создания коммерческой АЭС с
реактором БН-1800.
Основное преимущество размещения холодных ловушек (ХЛ) в баке реактора –
исключение коммуникаций вне бака реактора. В дальнейшем изложении такая система будет
называться встроенной системой очистки (ВСО).
Разработка встроенной ХЛ направлена на решение главной задачи: обеспечение
ёмкости ХЛ ВСО по примесям, гарантирующей аккумуляцию всех примесей, поступающих в
первый контур за 60 лет эксплуатации установки с быстрым реактором (БН). При
обосновании конструкции ХЛ принимается, что ёмкость ХЛ по примесям составляет
ограниченную величину. На экспериментальных моделях прототипов ХЛ установок БН-350 и
БН-600 она составляла до 47% вес (по оксиду натрия). Из-за отсутствия строгого
моделирования при переходе от экспериментальных моделей к штатным холодным ловушкам
АЭС БН-350 и БН-600 был взят коэффициент запаса, уменьшающий эту характеристику в 1,5
раза, т.е. принято, что для штатных ХЛ установок БН-350 и БН-600 объем, занятый
примесями, составляет 10,5% об. Этот показатель в три-пять раз превышает лучшие
зарубежные аналоги. Так, например, ёмкость ХЛ установки Superphenix по результатам их
эксплуатации при очистке от аварийного загрязнения составила ~ 1,5% об. Исходя из этого
значения объем ХЛ, аккумулирующих все примеси за 60 лет эксплуатации, для БН-1800,
например, должен быть равен ~ 60 м3
.
Для обеспечения надежной работы ХЛ ВСО необходимы следующие узлы:
1) собственный электромагнитный насос;
2) специальный расходомер;
3) отсечной вентиль на входной линии;
4) хорошая тепловая изоляция от окружающего натрия.
Следует подчеркнуть, что неработающая ХЛ должна быть отсечена вентилем и
поддерживаться при температуре 120-150 °С. Длительное пребывание отсеченной ХЛ при
температуре окружающего ее натрия приведет к растворению примесей (оксида, гидрида, а
при их совместном присутствии – и гидроксида натрия) в натрии внутри ХЛ до концентраций
насыщения натрия примесями при повышенной температуре. Это вызовет усиленную
коррозию элементов внутри ХЛ (при температурах 425 и 550 °С до 30 и 300 мкм в год
соответственно). При наличии гидроксида натрия скорость коррозии возрастет в несколько
раз. Особенно может пострадать стружка набивки зоны фильтрования, вплоть до разрушения
её на мелкие частицы, которые при включении ХЛ в работу могут быть унесены потоком
натрия в первый контур. Негативные последствия такого процесса очевидны.
Следует также учитывать возможность выхода загрязненного примесями натрия в бак
реактора из перегретой ХЛ, а при аварийном перегреве возможно образование газообразного
водорода и выход его в бак реактора.
Наличие или отсутствие в конструкции ХЛ рекуператора и его байпаса зависит от
конкретной выбранной конструкции ХЛ. Существенное влияние на эффективность работы
ВСО оказывают конструктивное исполнение и расположение в баке реактора узлов отбора
натрия для очистки в ХЛ и отвода очищенного натрия в бак реактора.
71

72. Одновременно с разработкой конструкции ХЛ необходимо определить и
конструктивно оформить внешние системы обеспечения работы ХЛ:
– систему охлаждения;
– систему извлечения ХЛ из реактора;
– систему хранения извлеченных из реактора ХЛ и выемных рабочих узлов.
Система охлаждения ВСО состоит из двух частей. Одна из них находится внутри
реактора. Аргон (азот, необходимо окончательное решение) с Р≈1,5 МПа подводится к ХЛ с
помощью труб. Эти трубы соединены с другой частью системы охлаждения ХЛ – внешней.
Последняя включает в себя газодувку, газоходы, теплообменник газ-вода, арматуру, датчики
расхода, температуры, давления. Внешняя часть системы охлаждения ВСО располагается в
отдельных, специальных помещениях вблизи реактора.
Газ является самостоятельным теплоносителем, поэтому должна быть отработана
технология его использования, т.е. контроль за появлением опасных для работы ВСО
примесей в газе и удаление их. Для исключения разогрева ХЛ целесообразно иметь резервный
канал охлаждения (с небольшим теплосъемом). Так как ХЛ может оставаться без охлаждения
ограниченное время, узлы внешней системы должны иметь либо резерв, либо должны быстро
заменяться на исправные.
Особое внимание должно быть обращено на надежность работы теплообменника
аргон-вода. Необходим контроль за утечкой газа в водяной контур, а также предотвращение
попадания воды в газ.
Баковая конструкция быстрого реактора предусматривает возможность извлечения из
корпуса реактора ГЦН, теплообменников натрий-натрий, т.е. узлов I контура реактора.
Поэтому аналогично можно решать задачу извлечения из бака реактора ХЛ, либо отдельных
устройств и датчиков. В действительности процедура извлечения ХЛ усложнена тем, что
нужно в процессе извлечения отсоединить патрубки подвода и отвода натрия к ХЛ от труб,
находящихся внутри корпуса реактора. Кроме того, нужно отсоединить от ХЛ линии подвода
и отвода хладоагента (например, сжатого газа).
Важными элементами системы извлечения ХЛ либо отдельных узлов из реактора
являются крышки, которые герметизируют реактор. Их конструкция должна обеспечивать
быстрый демонтаж их в условиях защиты инертным газом и замену на тот или иной
герметичный кожух, в котором будет размещен извлекаемый из реактора элемент. Также
тщательно должна быть отработана обратная процедура – ввод в реактор нового
оборудования и последующая герметизация реактора соответствующими крышками.
ХЛ извлекается в специальный кожух. В нем натрий из ловушки должен быть удалён в
бак реактора. Затем она охлаждается до затвердевания в ней натрия и в этом кожухе
перемещается к шахте, в которую она опускается из кожуха для хранения в инертной
атмосфере. Система хранения извлеченных из реактора ХЛ и выемных рабочих узлов по сути
представляет собой ряд боксов для размещения и хранения как ХЛ, так и узлов меньших
размеров (ЭМН, арматура, датчики и др.). Главные требования к этим боксам: их
герметичность, инертная атмосфера (аргон или азот), система пожаротушения, радиационная
защита персонала. Необходим постоянный контроль за выполнением этих требований.
В разрабатываемой документации ВСО должен быть отдельный документ по
возможным аварийным ситуациям и путям их преодоления. Всестороннее и тщательное
рассмотрение данной проблемы является большой самостоятельной работой.
Наиболее опасная аварийная ситуация – разгерметизация системы газового
охлаждения внутри реактора, т.к. при этом газ может попасть в реактор, работающий на
номинальной мощности. Это может привести к эффектам, опасным для реактора: повышение
давления в газовой подушке, попадание газа в активную зону. Следовательно, необходима
система автоматической защиты бака реактора от попадания в неё значительных количеств
газа и попадания натрия во внешнюю систему охлаждения: прекращение циркуляции газа
(отключение газодувок), отсечение газового контура от аварийной ХЛ. После отключения
газодувок и прекращения циркуляции натрия температура ХЛ будет возрастать. Необходимо
оценить допустимое время нахождения ХЛ при повышенной температуре.
72

73. Опасной также является ситуация, связанная с выходом из строя какого-либо узла
внешней части системы охлаждения (газодувки, теплообменник газ-вода и др.). Для
преодоления такой ситуации целесообразно либо дублирование указанных узлов, либо
охлаждение аварийной ХЛ с помощью системы охлаждения других ХЛ. При этом снижение
мощности реактора не потребуется.
Выход из строя ЭМН, арматуры, датчиков потребует их замены. Чтобы не снижать при
этой процедуре мощность реактора, необходима как надежная конструкторская проработка
самих заменяемых узлов, так и технологии их замены.
Принимая во внимание результаты исследований и конструкторских разработок,
проведенных в ФЭИ и ОКБМ по обоснованию конструкций холодных ловушек (ХЛ)
примесей натрия; учитывая опыт эксплуатации ХЛ БН-350, БН-600, экспериментальных
стендов и опыт Франции по созданию и эксплуатации встроенных ХЛ установки Superphenix
и EFR, отмечается следующее:
1. Реализация имеющихся предложений по созданию ВСО потребует большого
объема НИОКР, основными составляющими которых являются:
1.1. Обоснование ХЛ;
1.1.1. При выборе оптимальной конструкции ХЛ необходимы не только расчетные и
конструкторские проработки, но и дополнительные исследования теплогидравлических и
массообменных процессов, а также разработка и испытания модели прототипа выбранного
варианта.
1.2. Оптимизация встроенной системы очистки.
1.2.1. Количество выбранных ХЛ, размещаемых в баке реактора;
1.2.2. Схема подключения ХЛ и режимы их эксплуатации: отбор натрия на очистку и
сброс чистого натрия в бак реактора;
1.2.3. Конструкция рекуператора, схема его включения (наличие или отсутствие
байпаса, регулирующего температуру на входе в ловушку);
1.2.4. Разработка вспомогательного оборудования системы ВСО.
1.3. Разработка системы установки и извлечения ХЛ из бака реактора с учётом
возможных аварийных ситуаций.
1.4. Разработка системы охлаждения ХЛ.
1.5. Система хранения извлеченных из реактора ХЛ и выемных рабочих узлов.
1.6. Учитывая опасность накопления в ХЛ ВСО водорода, целесообразно рассмотреть и
обосновать режимы эксплуатации установки, при которых накопление водорода в ХЛ 1
контура будет минимальным. Реализация такого режима позволит увеличить ресурс
эксплуатации ХЛ ВСО.
При выполнении работ по п.п. 1.1-1.6 необходим анализ и учёт как возможных
аварийных ситуаций, так и работ по выводу установки из эксплуатации.
2. Учитывая сказанное, можно констатировать, что ещё не ясно, что проще, надежнее и
экономичнее: ВСО или внешняя система очистки. Возможность истечения в атмосферу сотен
кубометров натрия может быть гарантированно минимизирована до приемлемого уровня
специальными техническими решениями. Поэтому представляется целесообразным
выполнить обоснованное сопоставление обеих систем.
СИСТЕМА АВАРИЙНОГО РАСХОЛАЖИВАНИЯ
ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНЫХ БЫСТРЫХ РЕАКТОРОВ
Ефанов А.Д., Логинов Н.И., Михеев А.С., ГНЦ РФ-ФЭИ им. А.И.Лейпунского
Одним из возможных и целесообразных инновационных применений атомной
энергетики является производство высокопотенциального тепла для получения водорода. В
Физико-энергетическом институте (ГНЦ РФ-ФЭИ) начата проработка возможности создания
высокотемпературного реактора на быстрых нейтронах как источника тепла с температурой
850-950 о
С, необходимого для производства водорода, а также для попутного производства
электроэнергии и обычного теплоснабжения. За основу для разработки принят ядерный
реактор с натриевым охлаждением, аналогичный известному БН-600. Имеющийся задел в
73

74. области реакторной физики, материаловедения и теплофизики позволяет, в принципе, создать
такой реактор, а его многофункциональность должна обеспечить его экономическую
эффективность. Однако эта разработка ориентирована на будущее и, следовательно, должна
уже базироваться в значительной степени на новой технологической платформе развития
атомной энергетики.
В данной статье рассматривается возможность нового, не использовавшегося ранее,
способа аварийного расхолаживания такого реактора с использованием тепловых труб. В [2]
сделана оценка возможности применения тепловых труб в системе аварийного
расхолаживания реактора БН-600 и дано сравнение её с системой расхолаживания,
работающей на принципе естественной конвекции теплоносителя (САРХ ЕЦ). САРХ ЕЦ
состоит из аварийного теплообменника натрий-натрий, размещённого в корпусе реактора,
теплообменника натрий-воздух, расположенного на высоте 30-40 метров над реактором, и
двух заполненных натрием трубопроводов диаметром 300 мм, соединяющих эти
теплообменники. Над воздушным теплообменником имеется тяговая труба, высотой около 40
метров для обеспечения естественной циркуляции воздуха через теплообменник. Длина
натриевых труб составляет около 40 метров и в них содержится более 7 м3
натрия. Система
рассчитана на удаление остаточного тепловыделения реактора, составляющего 10 МВт.
Предложенная в [2] система с тепловыми трубами, а точнее – с термосифонами, не
требует размещения теплообменника на большой высоте, существенно сокращает длину
натриевых труб и уменьшает объём натрия в них с 7 до 0,3 м3
. Кроме того, использование
газорегулируемых термосифонов позволяет сделать эту систему полностью пассивной, т. е.
автоматически запускающейся при повышении температуры в аварийном теплообменнике до
допустимого значения. Система не требует для работы никакого электроснабжения, а в
режиме готовности, т.е. при номинальной работе реактора не сбрасывает тепло в
окружающую среду, в отличие от САРХ ЕЦ.
Однако, выполненные в [2] расчёты показали, что предлагаемая система с натриевыми
термосифонами начинает эффективно работать только при повышении температуры на входе
в аварийный теплообменник до 670 о
С и выше. Это на 120 о
С превышает номинальную
температуру натрия на выходе из активной зоны и считается неприемлемым. Но и в этих
условиях для сброса 10 МВт тепла требуется термосифон диаметром более 1400 мм. Замена
натрия в термосифоне на цезий позволяет обеспечить эффективную работу при температуре
560 о
С , но и в этом случае диаметр термосифона должен быть около 1300 мм. Кроме того,
цезий нежелателен и по другим причинам.
Столь большие диаметры термосифонов объясняются низкой плотностью пара натрия
при допустимых температурах и, следовательно, ограничениями теплопереноса по скорости
звука.
Поскольку разработка высокотемпературного реактора, упомянутого выше, находится
ещё на концептуальном уровне, то выполнить полный расчёт системы аварийного
расхолаживания с тепловыми трубами пока не представляется возможным. Однако, зная
основные параметры (тепловая мощность, рабочая температура, остаточное тепловыделение)
можно сделать предварительные оценки возможности применения рассматриваемой системы.
Эти оценки приведены ниже.
Тепловая мощность реактора предполагается 600 МВт. При максимальном значении
остаточного тепловыделения 4% от номинальной мощности через систему аварийного
расхолаживания потребуется сбросить в окружающую среду (воздух) 24 МВт. Система может
(и должна по условиям надёжности) состоять из нескольких независимых каналов,
работающих параллельно. Примем число каналов равным четырём. Тогда мощность одного
канала составит 6 МВт.
Это количество тепла, прежде чем попасть в систему аварийного расхолаживания,
должно быть вынесено из активной зоны реактора и доставлено в аварийный теплообменник
натрий-натрий за счёт естественной циркуляции натрия в корпусе реактора. Для
74

75. осуществления циркуляции натрий должен быть охлаждён в аварийном теплообменнике
примерно на сто градусов. Примем температуру натрия на выходе из аварийного
теплообменника на сто градусов ниже рабочей. Будем считать температуру в зоне испарения
термосифона равной температуре натрия на выходе из аварийного теплообменника, т.е. тоже
на сто градусов ниже рабочей температуры натрия на выходе из активной зоны.
8 2 .5
0 . 0
3 0 .3
4 8 . 0
5 8 .0
0 . 0
4 8 . 0
4 . 0
Рисунок 1. Система аварийного
расхолаживания с естественной
циркуляцией
Рисунок 2. Система аварийного
расхолаживания с термосифоном
Пользуясь данными [1], можно рассчитать необходимые размеры термосифона.
Результаты расчётов представлены в таблице. В таблице звуковые ограничения мощности
приняты округлёнными до целых чисел. Из таблицы видно, что при температуре натрия на
выходе из реактора 950 о
С диаметр термосифона будет 160 мм. Следовательно при
75

76. повышении температуры, скажем, до 960 о
С этот термосифон справится с возложенной на
него тепловой нагрузкой 6 МВт и не допустит дальнейшего повышения температуры.
При температуре натрия на выходе из активной зоны 850 о
С (предполагаемая нижняя
граница рабочего диапазона температур) диаметр термосифона будет 240 мм, что также
можно считать приемлемым. Следовательно, концепция аварийного расхолаживания реактора
с помощью термосифонов может быть рекомендована для более детальной проработки на
последующих стадиях проектирования реактора.
Результаты расчётов
Твых, о
С 700 750 800 850 900 950 1000
Ттс., о
С 600 650 700 750 800 850 900
Qзв, кВт/см2
2,0 4,0 7,0 13,0 20,0 30,0 50,0
Sтс ,см2
3000 1500 857 462 300 200 120
Dтс, мм 618 437 330 242 195 160 124
Звуковые ограничения передаваемой мощности
500 600 700 800 900 1000
0
200
400
600
800
qs
,МВт/м
2
T,
0
C
Литература:
1. Быстров П.И. и др. Жидкометаллические теплоносители тепловых труб и
энергетических установок. – М.: Наука, 1988.
2. Loginov N., Mikheyev A. On Concept of Heat-Pipe Emergency Core Cooling System for
Fast Sodium Fission Reactors. Proceedings of the 12-th International Heat Pipe Conference. Russia.
– 2002. – P. 444-447.
СПЛАВЫ НАТРИЯ И СВИНЦА КАК ПОТЕНЦИАЛЬНЫЕ ТЕПЛОНОСИТЕЛИ
БЫСТРЫХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
Ефанов А.Д., Логинов Н.И., Морозов В.А., Михеев А.С., ГНЦ РФ-ФЭИ им.
А.И.Лейпунского
Натрий – это лучший и наиболее освоенный жидкометаллический теплоноситель
энергетических установок с реакторами на быстрых нейтронах. Однако, его потенциальная
пожароопасность является недостатком, несмотря на многолетнюю успешную эксплуатацию
БР-10, БОР-60 и БН-600.
Для снижения пожароопасности натрия предложено ввести добавки свинца.
Подавление горения натрия свинцом основано на снижении термодинамической активности
натрия в расплаве, на блокировке поверхности горения оксидными комплексными
соединениями, содержащими натрий и свинец, и на уменьшении поверхностной активности
натрия за счет образования поверхностно-активных частиц, обогащенных свинцом.
76

77. Кроме того, добавление свинца в натрий приводит к другим положительным
качествам. В работах [1, 2] показано, что добавление в натрий небольшого количества свинца
(1,2% ат.) приводит к улучшению внутренней самозащищенности реакторов на быстрых
нейтронах типа БН-800 от тяжелых аварий.
В ГНЦ РФ-ФЭИ исследования термодинамической системы натрий-свинец проводятся
с 2001 года. Изучена диаграмма состояния, т.е. уравнение растворимости свинца в натрии
(линия ликвидуса), в диапазоне концентраций 0-15%ат.Pb. В этой области составов
активность свинца в сплавах меньше 10-4
, что указывает на сильную связь между атомами
натрия и свинца в расплаве. Вследствие этого можно полагать, что расплав кластеризован,
микронеоднороден. Этот вывод подтвержден экспериментальным исследованием сплавов
методом дифракции нейтронов и молекулярно-динамическим моделированием. Показано, что
раствор свинца в натрии имеет микрогетерогенное строение с образованием самоассоциатов
типа NamPbn, где m=3-4, которые могут быть поверхностно-активными.
Исследован процесс воспламенения сплавов на воздухе, который продемонстрировал,
что сплав с 10% ат.Pb не возгорается на воздухе при температуре 700 ºС, а сплавы с меньшим
содержанием свинца прекращают горение по достижении этой концентрации (температура
ликвидуса 360 ºС).
Недостатком термодинамической системы натрий-свинец является практическое
отсутствие эвтектической точки в области богатой натрием, вследствие чего сплавы этой
системы могут быть использованы в качестве теплоносителей только при температуре выше
линии ликвидуса. Последнее может вызвать некоторые технологические трудности.
Например, температура выхода теплоносителя из холодной ловушки, определяющая чистоту
металла по примесям, должна быть выше точки ликвидуса сплава. Вследствие этого важно
знать растворимость примесей в сплавах и особенно термодинамический потенциал
кислорода, определяющий коррозионную активность теплоносителя в отношении
конструкционных материалов.
На первом этапе практического освоения теплоносителя наибольший интерес
представляют сплавы с малым содержанием свинца (до 1% ат.), т.к. температура ликвидуса
для них достаточно низкая (200 °С при 1% ат.Pb). Для этого состава сплава была измерена
термодинамическая активность в нем кислорода. Измерения проводились с помощью
электрохимического датчика активности кислорода с твердым электролитом
(ZrO2)0.85⋅(Y2O3)0.15, электрод сравнения - из легкоплавкого металла и его оксида In-In2O3.
Измерения выполнялись при медленном охлаждении сплава (50 °С/ч) до температуры
ликвидуса сплава 200 °С, при которой проведена часовая выдержка, после чего сплав был
разогрет до 350 °С.
Температурные зависимости ЭДС в сплаве и натрии существенно различаются. Если в
натрии приблизительно соблюдается линейная зависимость для линии изоконцентрации при
СО=5wppm вплоть до линии насыщения Na2O, то для сплава линейная зависимость Е(Т) при
17wppm кислорода при температуре ниже 350 °С переходит в куполообразную кривую,
касающуюся линии NaCrO2, что свидетельствует об образовании этого соединения при
понижении температуры. Следует отметить, что подобная куполообразная область NaCrO2
существует и в натрии, но она расположена при температуре ~550 °С и при более высокой
концентрации кислорода. Таким образом, даже небольшие добавки свинца в натрий смещают
область существования сложного оксида типа NaCrO2 в сторону низких температур. Такое
поведение одного из продуктов кислородной коррозии хромоникелевой стали в сплаве
позволяет говорить о возможности его улавливания с помощью холодной ловушки и
ликвидации постоянного источника кислорода в теплоносителе, что невозможно обеспечить в
чистом натрии из-за высокой температуры распада соединения.
Другой особенностью сплава является резкое раскисление его при температуре 200 °С;
концентрация кислорода упала ниже 0,01wppm. Быстрое изменение ЭДС датчика (и
термодинамического потенциала кислорода в сплаве) можно считать дополнительным
подтверждением того, что сплав находится на линии ликвидуса, где происходит образование
зародышей новой фазы (Na4Pb). При этом происходит захват кислорода этими зародышами и
очистка сплава от растворенного кислорода. Данный сплав (1% ат.Pb) принципиально можно
77

78. очистить с помощью холодной ловушки, работающей при температуре около 200-210 ºС, до
концентрации 0,1wppm, тогда как натрий без добавок свинца при этой температуре холодной
ловушки имел бы содержание кислорода около 10wppm. Возможность глубокой очистки
сплава от кислорода понизит коррозионную активность при высоких температурах (до 900 ºС)
и позволит применить его в будущих высокотемпературных ЯЭУ.
Еще одной проблемой в освоении сплавов термодинамической системы Na-Pb является
отсутствие в открытой литературе данных по физическим свойствам (есть только данные по
электропроводности [3]). Поэтому, чтобы выбрать состав теплоносителя, приемлемый как с
технологической, так и с теплофизической точек зрения необходимы исследования не только
по технологии, но и по свойствам сплавов.
В квазиаддитивном приближении проведены модельные расчеты плотности,
теплоемкости, теплопроводности и термодинамических свойств сплавов с содержанием 0-
10% ат.Pb. Подобный подход позволяет лишь оценить свойства сплавов. Близкие к реальности
результаты можно получить только экспериментальными методами. В настоящее время
экспериментально исследована теплопроводность сплавов с 1,0, 4,8 и 9,0% ат. Pb.
Температурная зависимость ЭДС датчика термодинамической активности
кислорода в натрии (○) и сплаве с 1% ат. Pb ( ∆)
150 200 250 300 350 400 450
0.45
0.50
0.55
0.60
0.65
0.70
0.75
0.80
0.85
1 ppm
0,1 ppm
0,01
ppm
17 ppm
NaCrO2
5 ppm
Na2
O
T,
O
C
E, B
Зависимость теплопроводности сплава от концентрации свинца при температуре
700К
0 5 10 15 20
0
10
20
30
40
50
60
70
80
Теплопроводность,Вт/(мК)
ат.%Pb
Электронная модель
Кластерная модель
Экспериментальные точки
Проведенные исследования подтвердили перспективность использования сплавов
натрия со свинцом в качестве потенциальных теплоносителей быстрых реакторов. Для их
78

79. дальнейшего освоения необходимо выполнить комплекс фундаментальных исследований по
определению теплофизических и термодинамических свойств, а также прикладные
исследования на модельных контурах для отработки технологии теплоносителя.
Литература:
1. Кузьмин А.М., Окунев В.С. Исследование характеристик внутренней
самозащищенности быстрого реактора с натриево-свинцовым охлаждением активной зоны/
Изв. вузов. Ядерная энергетика. - 2000. - №2.
2. Окунев В.С. Сравнительный анализ безопасности быстрых реакторов,
охлаждаемых сплавами жидких металлов/ Изв. вузов. Ядерная энергетика. - 2001. - №1. - С.57.
3. Calaway W., Sabougi M.L. Electrical Resistivity of the Na-Pb System: Measurements
and Interpretation// J.Phys.F: Met.Phys. - 1983.-V.13. - P. 1213.
ТЕХНОЛОГИЯ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ НАТРИЯ КАК ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ
РЕАКТОРОВ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ (БН)
Козлов Ф.А., Алексеев В.В., Загорулько Ю.И., Сергеев Г.П., Волчков Л.Г., Козуб
П.С., Воробьева Т.А., ГНЦ РФ-ФЭИ им. А.И.Лейпунского
Практически с самого начала использования в ядерной энергетике в задачи натриевой
технологии входили очистка натрия от примесей и контроль за их содержанием, безопасная
эксплуатация установки в рабочих режимах и при проведении ремонтных работ.
Примеси в теплоносителе и защитном газе. Изучены источники примесей, их
интенсивность, возможные негативные последствия, обусловленные примесями, при
эксплуатации АЭС. На основании этих данных обосновано допустимое содержание примесей
в теплоносителе и защитном газе и разработан ОСТ на натрий при поставке и в период
эксплуатации ЯЭУ.
Кислород является наиболее опасной с точки зрения коррозионного воздействия на
конструкционный материал примесью. Содержание кислорода в натрии, поставляемом с
завода, не должно превышать 50 млн-1
, а в процессе эксплуатации, учитывая различные
ситуации с возможным поступлением кислорода во время ремонтов и разгерметизации
контура, его содержание ограничено 10 млн-1
.
Помимо кислорода, на коррозию конструкционных материалов в натрии оказывают
влияние углерод, азот, водород.
Контроль примесей в натрии и защитном газе. При обосновании требований к
методам контроля по оперативности, диапазону концентрации, чувствительности учитывалась
не только важность создания условий для длительной безаварийной работы промышленных
установок и их прототипов, поддержания допустимой радиационной обстановки и
минимизации дозовых нагрузок, но и необходимость обеспечения экспериментальных работ.
При разработке пробоотборных устройств большое внимание было уделено
обеспечению представительности пробоотбора, необходимой чувствительности и точности
анализа.
Из большого количества разработанных пробоотборников нашли применение три типа
устройств: трубчатый пробоотборник, пробоотборник-дистиллятор и полуавтоматический
пробоотборник радиоактивного натрия. Пределы обнаружения при отборе в
пробоотборниках-дистилляторах составляют: по кислороду (оксидная, гидроксидная и
карбонатная формы) – 2 млн-1
, по углероду (нелетучие формы) – 4 млн-1
, азоту (нитридные
формы) – 1,6 млн-1
, хлоридам – 2 млн-1
.
Новые методы анализа и аппаратура внедрены на предприятиях-поставщиках натрия и
на реакторных установках БР-10, БОР-60, БН-350, БН-600.
Среди оперативных методов контроля примесей в натрии основное внимание было
уделено пробковым индикаторам (ПИ), датчикам с диффузионными мембранами и
электрохимическим методам.
Расчетно-теоретическим анализом было установлено, что показания ПИ зависят от
ряда параметров: диаметра отверстий, их числа, расхода теплоносителя, скорости охлаждения
теплоносителя, протекающего через отверстия, вида кристаллизующейся примеси, а также от
79

80. конструкции пробкового индикатора. Экспериментально были определены значения
параметров, гарантирующих достоверность показаний ПИ. Проведена градуировка ПИ по
кислороду, водороду и продуктам взаимодействия натрия с водой.
Методы контроля за термодинамической активностью примесей в натрии с
использованием датчиков с диффузионными мембранами основаны на измерении потока
примесей из теплоносителя через специальные мембраны в другую среду (вакуум, инертный
газ, специальная газовая смесь).
Для контроля водорода в натрии в качестве материала диффузионной мембраны
выбран никель. Для измерения потока водорода были использованы различные методы.
Лучшие результаты были получены при применении магниторазрядных насосов. На их основе
был создан индикатор водорода автоматический (ИВА-1). Основные характеристики ИВА-1 –
чувствительность по водороду в натрии и инерционность – равны 0,01-0,06 млн-1
и 15-18 с,
соответственно. Главное назначение ИВА-1 на промышленных установках – обнаружение
попадания воды в натрий при течи парогенератора.
Для контроля углерода в натрии используется датчик с мембраной из железа армко.
Одна сторона мембраны омывается натрием, имеющим температуру 750 °С, вторая –
специальным газом, который, взаимодействуя с углеродом на поверхности мембраны,
образует окись углерода или метан. Измеряемое количество образующейся окиси углерода
или метана пропорционально термодинамической активности углерода в натрии.
Для измерения кислорода в натрии были разработаны (ЦИЯИ ГДР совместно с ФЭИ
СССР) электрохимические ячейки (ЭХЯ). Опытные образцы электрохимических ячеек
прошли испытания на экспериментальных натриевых стендах, в радиоактивном натрии
реактора БР-10 и на II контуре установки БН-350. Погрешность измерения концентрации
кислорода с помощью ЭХЯ – 20%.
Методы оперативного измерения активности нуклидов в контуре и контроль
герметичности оболочек твэлов (КГО). На реакторной установке БОР-60 был разработан
метод оперативного контроля активности нуклидов в потоке натриевого теплоносителя
работающего реактора устройством ЦеНа («цезий в натрии»). Измерение активности
осуществляют германий-литиевым детектором в сорбционной зоне объемом примерно 1 см3
,
расположенной в проточной трубке. За время измерения 1-10 минут надёжно
идентифицируется и измеряется удельная радиоактивность нуклидов цезия в натрии, а при
некоторых условиях – также и ксенона.
Для контроля водорода в защитном газе были разработаны и внедрены в
промышленном масштабе методики анализа примесей с использованием стандартных
приборов: газового хроматографа ЛХМ-8, «Циркон», «Байкал», газоанализатора ВТИ. Это
позволило контролировать кислород, азот и летучие углеродосодержащие примеси в пределах
10-7
– 10-3
об. долей.
Очистка натрия от примесей. Основными устройствами очистки натрия в контурах
быстрых реакторов являются холодные ловушки. Были исследованы особенности процессов
гидродинамики тепло- и массообмена в холодных ловушках. Исследования проводились как
на специальных экспериментальных участках, моделирующих различные зоны холодной
ловушки (изотермический и неизотермический отстойники и фильтры, зона окончательного
охлаждения), так и на моделях прототипов ловушек, которые проектировались в ФЭИ и в
ОКБМ.
Полученные результаты, а также данные исследований тепло- и массообмена в
неизотермическом и изотермическом фильтрах и испытаний различных моделей ХЛ,
определили отечественный подход к конструированию ХЛ. Холодная ловушка должна иметь
три последовательно расположенных зоны: охлаждаемый отстойник, зону окончательного
охлаждения и изотермический фильтр. Испытания ХЛ показали, что они эффективно
очищают натрий от кислорода и водорода (при времени пребывания натрия в ловушке более
15 мин коэффициент удержания примесей близок к единице). Очистка натрия от продуктов
коррозии и, особенно от углерода, менее эффективна.
80

81. Разработаны основные подходы к конструированию ХЛ (определение объема ХЛ, её
зон и их геометрии), к выбору хладоагента и конструированию узлов охлаждения, к созданию
методик теплового расчёта ХЛ.
Для восстановления работоспособности ловушки при возрастании гидравлического
сопротивления из-за накопления в ней примесей был разработан метод регенерации. Он
заключается в переводе тугоплавких примесей (окиси натрия), локализованных в ловушке, в
легкоплавкую каустическую фазу. Каустическая фаза, образующаяся в процессе регенерации,
стекает в отстойник ловушки. Метод был применен в ФЭИ на различных моделях холодных
ловушек более 15 раз. На одной из экспериментальных ловушек он использовался восемь раз.
Данный метод регенерации показал высокую эффективность и экономичность, что позволило
внедрить его на промышленные установки БН-350, БН-600, а также рекомендовать для БН-
800.
Улавливание радионуклидов в холодных ловушках. Исследования распределения
радионуклидов по объёму штатных холодных ловушек реакторов БР-5, БОР-60 выявили
способность ловушек в той или иной степени накапливать радионуклиды. Была определена
эффективность очистки натрия от различных нуклидов. (Отношение равновесных объёмных
активностей до и после очистки для I13I
– 100, Zn65
– 7,1, Cs137,134
–1,5, Co60
и Sb124
– 1,3, а для
остальных нуклидов – 1 (отсутствие очистки). Показано, что улавливание изотопов цезия в
ХЛ в основном обусловлено его осаждением на углеродных примесях, накопленных в
ловушке.
Для эффективной очистки натрия от цезия был предложен и обоснован метод
сорбционной очистки с использованием графитовых материалов. Графитовые материалы
сравнивали по отношению объёмных активностей сорбируемого радионуклида в опытном
образце и натрии (коэффициент распределения), а также по стойкости их в натрии. После
исследования более десятка материалов для последующего испытания в радионуклидных
ловушках были рекомендованы графиты марки ГМЗ, РБМ и ГМЗ-6.
Исследования в области физической химии и массопереноса. Определены
растворимости кислорода, водорода, углерода, серы и кремния в натрии. С учетом анализа
литературных данных рекомендованы аналитические зависимости по растворимости более 20
индивидуальных веществ в натрии.
Изучено состояние примесей в теплоносителе и защитном газе в зависимости от
компонентного состава системы и ее температуры, как в условиях термодинамического
равновесия, так и с учетом кинетики реакций.
Определены константы скоростей реакций, необходимые для расчетов изменения
состава системы натрий–примеси при взаимодействии натрия с газообразным водородом, с
гидроокисью натрия (для гомогенной и гетерогенной реакции), с двуокисью углерода и с
метаном.
Предложены модели гомогенного и гетерогенного массопереноса примесей в
натриевых контурах. На их основе разработаны компьютерные коды для расчета
интегрального массопереноса водорода и трития, а также продуктов коррозии
конструкционных материалов.
Была предложена модель массопереноса трития в трехконтурной ЯЭУ с натриевым
теплоносителем, включая выход трития в помещения АЭС и окружающую среду, и
выполнены расчёты по разработанным компьютерным кодам. При непрерывной работе
установки БН-600 на номинальных параметрах выход трития в атмосферу, включая
производственные помещения, составляет по расчетам 33 Ки/год. Общий выход трития через
третий контур с безвозвратно теряемой питательной водой составляет 86 Ки/год. Этот тритий
в основном попадает в гидросферу.
Применительно к неизотермическим циркуляционным натриевым контурам
разработана принципиально новая математическая модель массопереноса продуктов коррозии
конструкционных материалов. Модель учитывает одновременный перенос растворенных
примесей и взвесей.
81

82. С использованием предложенной модели рассчитаны плотности потока массы
продуктов коррозии, осаждающихся на поверхности гидравлического тракта установки БН-
600. Показано, что за 20 лет непрерывной эксплуатации реактора толщина отложений в ПТО в
максимуме составит около 1,6 мкм. Наибольшая скорость коррозии конструкционного
материала имеет место в высокотемпературной зоне. Её величина составляет около 1 мкм/год.
Вопросы безопасности при аномальных ситуациях на реакторе. Исследование
истечения натрия из контуров при характеристиках натриевых систем быстрых реакторов
показало, что внутренние причины для быстрого образования крупных дефектов отсутствуют.
Это подтверждается и многолетним опытом эксплуатации.
Были разработаны, верифицированы и использованы на практике методики и
компьютерные программы расчета параметров горения натрия и последствий горения.
Разработаны, обоснованы теоретически и экспериментально и внедрены
высокочувствительные и надежные системы обнаружения течи и горения натрия, а также
методы пожаротушения. Разработаны специальные типы бетона, химически не реагирующего
с натрием.
Аномальный режим 21 января 1987 г. на 3 блоке БАЭС. На реакторе БН-600 системами
измерения физических и технологических параметров был зарегистрирован ряд эффектов,
характеризующихся самопроизвольным отклонением этих параметров от установившихся,
заданных значений.
Исходя из физической природы событий, зарегистрированных в ходе аномального
режима в их сочетании, в качестве одной из причин его возникновения и развития, было
принято попадание в циркулирующий теплоноситель примесей, накопленных за
предшествующий период эксплуатации реактора на поверхностях газовой полости (ГПР).
Для установки БН-600 среди многих вопросов, связанных с безопасностью и
продлением ресурса, большое значение имеет состояние центральной поворотной колонны
реактора. Имеется анализ негативных последствий взаимодействия графита с натрием,
попавшим в ЦПК.
По проблеме взаимодействия графита с натрием в ГНЦ РФ-ФЭИ выполнен цикл
исследований. Их результаты использованы при разработке первой версии расчетного кода
для прогнозирования поведения ЦПК при дальнейшей эксплуатации БН-600.
Очистка оборудования от остатков теплоносителя и уничтожение отходов. В
результате исследований и обобщения опыта разработаны безопасные приемы проведения
различных операций: очистки оборудования от остатков натрия и его дезактивации; защиты
натрия от окисления при вскрытии контуров; порядок работ при извлечении и установке
оборудования в контур; уничтожению отходов и утилизация отработавшего теплоносителя.
Исследовались различные методы очистки от остатков теплоносителя и уничтожение
отходов: парогазовый; спиртовой и водноспиртовой; водовакуумный метод; вакуумная
отгонка; отмывка водяным туманом.
По каждому методу подобраны рецептуры реагентов, условия и режимы проведения
операций (температура, длительность и пр.), обеспечивающие безопасность проведения
работы.
Задачи в рамках дальнейшего развития технологии натрия. Перечень основных
проблем, решение которых не должно откладываться на последующий период, ввиду
сегодняшней необходимости повышения безопасности и экономичности действующих и
проектируемых перспективных ЯЭУ:
1. Моделирование физико-химических, термогидравлических и технологических
процессов в натриевых контурах ЯЭУ.
2. Усовершенствование приборов контроля содержания примесей в натрии. Внедрение
виброакустического метода контроля функциональных отклонений и состояния оборудования
натриевых контуров.
3. Разработка более совершенных методов и устройств очистки натрия от примесей.
Выбор оптимального сочетания встроенных в бак реактора и внешних устройств очистки.
4. Научное обоснование технологических режимов в натриевых контурах при переходе
на более высокие параметры теплоносителя. Получение фундаментальных данных о физико-
82

83. химических процессах для тройных и более сложных систем в натрии, совместимости с
конструкционными материалами.
5. Анализ процессов в газовых полостях натриевых контуров.
6. Исследование процессов, сопровождающих тяжелые аварии, в том числе с
расплавлением активной зоны.
7. Исследование процессов массопереноса и накопления трития в контурах ЯЭУ.
8. Усовершенствование технологий отмывки оборудования натриевых контуров,
уничтожения и переработки натрия.
9. Проведение комплексных испытаний систем автоматической защиты
парогенераторов.
10. Решение других, в т. ч. локальных, задач, связанных с продлением ресурса
установки БН-600, разработкой и созданием перспективных АЭС с реакторами на быстрых
нейтронах с повышенными параметрами теплоносителя.
ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЙ СТЕНД ДЛЯ ОТРАБОТКИ СИСТЕМ
БЕЗОПАСНОСТИ ПАРОГЕНЕРАТОРА БН-800
Дробышев А.В., Грачев Н.С., ГНЦ РФ-ФЭИ им. А.И.Лейпунского
Основными требованиями, которые предъявляются к парогенераторам, являются
максимальная надежность, длительная работоспособность, экономичность,
ремонтоспособность. Факторами, определяющими работоспособность парогенераторов,
являются конструктивная схема, параметры теплоносителей, особенности режимов
эксплуатации. На сегодня накоплен большой опыт эксплуатации парогенераторов натрий-
вода, который свидетельствует о принципиальной их работоспособности. Однако проблема
создания надежных конструкций парогенераторов еще до сих пор остается одной из
первоочередных.
По существу на всех АЭС имели место течи воды в натрий в парогенераторах:
«Энрико-Ферми» (США) «Феникс» (Франция), РFR (Великобритания), БН-350 и БН-600
(СССР). Имело место взаимодействие натрия с водой также в парогенераторе с двустенными
трубками на экспериментальном реакторе КNК-ІІ (ФРГ). На сегодня нет конструкционных
материалов, обладающих достаточной стойкостью в зоне реакции натрия с водой, поэтому
эксплуатация парогенераторов даже с малыми течами недопустима. Парогенераторы натрий-
вода должны быть обеспечены системами: обнаружения течи, обезвоживания и дренирования
натрия, заполнения полостей парогенератора инертным газом. Этот комплекс систем получил
название «Система аварийной защиты парогенератора» (САЗ). Все системы должны
действовать автоматически по заданному алгоритму.
Для экспериментального обоснования модернизированной по сравнению с БН- 600
системы аварийной защиты, обеспечивающей безопасность эксплуатации секционных
парогенераторов типа БН-800 при разгерметизации теплообменной поверхности и течи воды в
натрий, в ГНЦ РФ-ФЭИ сооружается стенд САЗ. Стенд включает в себя основной и
вспомогательный натриевые контура, пароводяной контур, газовакуумный контур, систему
приготовления дистиллята, пульт управления стендом, измерительно-вычислительный
комплекс, системы инженерного обеспечения.
Основными узлами натриевых контуров являются основной циркуляционный МГД-
насос ЦЛИН 9/1200 производительностью 0,333 м3
/с и напором 0,9 МПа; буферная емкость
объемом 16 м3
; полногабаритные модули испарителя и пароперегревателя парогенератора
ПГН-272, имитирующие одну секцию парогенератора БН-800; сливные баки (2 штуки)
объемом по 25 м3
; бак сепаратор объемом 16 м3
; трубопроводы основного контура Ø 325х12
мм; ловушка примесей натрия объемом 0,8м3
; электромагнитные дроссели для регулирования
расхода натрия по основным трубопроводам Ø 325х12мм; МГД - насос ЭНИВ-4
производительностью 0,0028 м3
/с и напором 0,7 МПа; пробковый индикатор окислов;
быстродействующая отсечная арматура на основных натриевых трубопроводах; разрывные
мембранные устройства.
83

84. Основное оборудование водяного контура: баки высокого давления (18 МПа) объемом
1,5 м3
и 0,5 м3
, которые имитируют объемы воды и пара в модулях испарителя и
пароперегревателя, бак-расширитель объемом 10 м3
; предохранительные клапаны Ду 200 мм;
трубопроводы обвязки Ду 100, 150, 200 мм с быстродействующей отсечной и сбросной
арматурой.
Для контроля течей воды в натрий предусмотрены следующие приборы: ИВА-2к -
индикатор водорода автоматический 1 шт.; ЭХДВ-Г' электрохимический датчик водорода в
газе - 3 шт.; ЭХДВ-Н электрохимический датчик водорода в натрий - 3 шт.; ЭХДК
электрохимический датчик кислорода - 3 шт.; ДПД датчик пульсации давления - 6шт, ИШИТ-
800 импульсно-шумовой индикатор течи - 4шт.; ИТИ - индикатор индукционный - 4 шт.;
СОВА- система обнаружения водорода автоматическая - 3 шт. Расход натрия измеряется
электромагнитными расходомерами специальной разработки ТАРАН-Т/Д-300 - 4 шт.
Уровень натрия измеряется индукционными уровнемерами УИД - 6шт.
Для стенда САЗ разработана автоматизированная система контроля, управления и
диагностики (СКУД) на основе пяти персональных компьютеров.
На стенде аварийной защиты планируется проведение следующих исследований:
- исследование режимов работы основного оборудования (МГД насос, буферная
емкость, отсечные клапаны, разрывные мембраны) во всем спектре аварийных ситуаций,
включая течь воды в натрий при разрыве теплопередающей трубки полным сечением;
- изучение эффективности работы новых элементов усовершенствованной системы
контроля течи воды в натрий;
- определение масштабов коррозионного повреждения теплопередающих труб при
течах воды с различными расходами;
- отработка методов быстрого дренирования из аварийной секции продуктов
взаимодействия воды с натрием;
- отработка методов интенсивной очистки натриевого контура от продуктов реакции
натрия с водой;
- отработка технологии поиска места неплотности в теплообменной поверхности;
- исследование гидродинамических процессов и напряжений в трубопроводах и
сбросных емкостях при аварийных сбросах теплоносителя;
- отработка методов ремонта оборудования без изъятия его из контура;
- отработка системы сбора и обработки информации, в том числе разработка
программы управления оборудованием стенда при аварийной ситуации.
Конечной целью исследования является разработка оптимальной схемы аварийной
защиты секционного парогенератора, позволяющей при любых течах воды в натрий
локализовать аварийный процесс в пределах дефектной секции без отключения
парогенератора из работы.
По мнению авторов [7], в настоящее время задачи дальнейших исследований
определяются продлением ресурса будущих АЭС с реакторами на быстрых нейтронах:
сооружением АЭС БН-800, а в перспективе – разработкой АЭС БН-1800. Модульный ПГ БН-
800 - аналог ПГ БН-600 – научно-технически обоснован и хорошо зарекомендовал себя по
теплогидравлике и технологии. Для АЭС БН-1800 планируется разработка конструкции
корпусного крупноблочного парогенератора с закритическими параметрами. Повышение
параметров пара позволяет существенно увеличить КПД. Для обоснования конструкции и
режимов эксплуатации крупноблочного ПГ с закритическими параметрами необходимы
данные по коэффициентам теплообмена по длине модели ПГ в широком диапазоне изменения
режимных параметров, а также устойчивости работы параллельных парогенерирующих
каналов.
Особенно актуальными являются вопросы раннего обнаружения течей, разработки
надежных систем автоматической защиты, предотвращающей значительные повреждения
конструкции и оперативного ремонта.
Все эти вопросы можно решать на моделях с натриевым обогревом на стенде САЗ.
Литература:
84

85. 1. Лейпунский А.И., Африкантов И.И., Орлов В.И. и др. Сооружение атомной
электростанции с реактором БН-350. - Атомная энергия, 1967, т. 23, вып. 5. - С. 409-416.
2. Кириллов А.Л, Поплавский В.М. Самаркин А.А. и др. Исследование и опыт
эксплуатации парогенераторов натрий - вода АЭС с реакторомБН-350. - Теплоэнергетика,
1982, №1. - С. 7-13.
3. Субботин В.И. Основы безопасности ядерной энергетики Сборник докладов
конференции «Тяжелые жидкометаллические теплоносители в ядерных технологиях» в 2-х
томах. - Обнинск: ГНЦ РФ-ФЭИ, 1999. - С. 33-43.
4. Поплавский В.М. Технология быстрых реакторов. Состояние и перспективы.
Российский научно-технический форум «Ядерные реакторы на быстрых нейтронах 8-12
декабря 2003 г. г. Обнинск.
5. Титов В.Ф., Лукасевич Б.И., Стекольников В.В О типе парогенератора натрий-
вода для АЭС с быстрыми реакторами. Теплоэнергетика, 1987. №4. - С. 18-22.
6. Grachev N.S., Gorchakov M.K., Efanov A.D. et.al. Heat transfer in Sodium- Cooled
Once – Through Stim Generators/ (1974) Proc/ of the US/USSR seminar on the Development of
Sodium- Cooled Fast Breeder Reactor Stim Generators, Desember 2-4, Los-Angeles, California,
USA, Vol. 1. - P. 278.
7. Ефанов А.Д., Козлов Ф.А., Сорокин А.П., Алексеев В.В. Теплогидравлика,
физическая химия и технология в АЭС с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым
теплоносителем. Теплогидравилческие аспекты безопасности ЯЭУ с реакторами на быстрых
нейтронах/ Сборник тезисов докладов на межотраслевой тематической конференции
«Теплофизика- 2005». - Обнинск, ГНЦ РФ-ФЭИ, 2005. - С. 198.
ПРОИЗВОДСТВО ВОДОРОДА С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ ЯДЕРНОЙ
ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ УСТАНОВКИ С ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИМ
ОХЛАЖДЕНИЕМ
Мартынов П.Н., Гулевский В.А., Ульянов В.В., ГНЦ РФ–ФЭИ им. А.И.Лейпунского
Более пятидесяти лет назад по инициативе А.И.Лейпунского в Физико-энергетическом
институте началось изучение металлических расплавов как теплоносителей ядерных
энергетических установок. За это время создана мощная экспериментальная база, разработаны
теоретические основы, конструкционные материалы и технологии использования
жидкометаллических теплоносителей различных типов. Созданы атомные электростанции с
реакторами на натриевом теплоносителе [5], транспортные установки для атомных подводных
лодок со свинцово-висмутовым (Pb-Bi) теплоносителем [6], космические ядерно-
энергетические установки с натрий-калиевым теплоносителем [2]. В настоящее время
расплавы тяжелых металлов на основе Pb-Bi и Pb рассматриваются как перспективные
теплоносители для реакторных установок и ускорительно-управляемых систем [1].
Широкое применение перечисленных теплоносителей обусловлено уникальными
свойствами жидких металлов, которые имеют высокую теплопроводность, низкое давление
насыщенного пара и низкую вязкость при рабочих температурах. В отличие от водяного
теплоносителя атомарные жидкометаллические теплоносители не подвержены молекулярной
диссоциации и радиолитическому разложению. Тяжелые жидкометаллические теплоносители
(ТЖМТ) на основе свинца химически мало активны, что исключает взрывы и пожары при их
контакте с воздухом и водой. В ядерном реакторе с ТЖМТ невозможен взрыв под действием
сил внутреннего давления, а также исключена авария с потерей теплоносителя (LOCA) из-за
его вскипания при нарушении герметичности первого контура [1].
Ядерный реактор как источник тепла для получения водорода
Традиционно тепловая энергия, выделяемая в ядерных реакторах, используется для
производства электричества. Однако возможно ее одновременное использование для
получения водорода. Безопасность ядерных установок может быть обеспечена за счет
использования двухконтурной схемы циркуляции: в первом контуре применяется
жидкометаллический теплоноситель, контактирующий с элементами активной зоны для
отвода высокотемпературного тепла; во втором контуре с неактивным жидкометаллическим
теплоносителем осуществляется его утилизация. Теплообмен между первым и вторым
85

86. контуром осуществляется рекуператорами «металл-металл», а между вторым контуром и
контуром переработки сырья – теплообменниками «металл-газ (вода)», которые могут быть
как рекуперативными, так и прямоконтактными. Основное условие использования
прямоконтактного теплообмена – химическая инертность жидкого металла по отношению к
перерабатываемой среде, поэтому для этих целей наиболее пригодны расплавы Pb или Pb-Bi.
Прямоконтактные аппараты позволяют существенно развить поверхность контакта
«металл–газ» и за счет этого значительно повысить эффективность теплопередачи.
Нагреваемая среда пропускается через слой жидкого металла и легко эвакуируется из него
под действием разности плотностей. При этом развитая поверхность теплообмена
обеспечивает высокую эффективность теплосъема. Прямоконтактные аппараты
характеризуются малыми удельными габаритами, простотой конструкции, низким
гидравлическим сопротивлением и отсутствием твердых теплопередающих поверхностей,
подверженных коррозии, загрязнению и др.
Выбор типа реакторной установки и теплоносителей первого и второго контуров
определяется рабочими температурами технологического процесса. Для обеспечения теплом
процессов, протекающих до 650 °С можно использовать ядерную энергетическую установку с
Na или Pb-Bi в первом контуре и Pb-Bi во втором в сочетании с прямоконтактным
теплообменом. Условное температурное ограничение обусловлено технологически
освоенными конструкционными сталями, длительная стойкость которых в Pb-Bi
обеспечивается до 650 °С. Однако интенсивные исследования, проводящиеся во всем мире в
области новых материалов, показывают перспективу расширения температурного диапазона
использования Pb-Bi.
Схема передачи тепла от ядерного реактора к технологическому контуру
Физико-химические основы технологии получения водорода в Pb-Bi
Расплав Pb-Bi не образует гидридов при контакте с водородосодержащими средами, а
также не образует карбидов и углекислотных солей при контакте с углеродом,
углеводородами и оксидами углерода. Растворимость водорода и углерода в расплаве Pb-Bi
чрезвычайно низка [3]. Свинцово-висмутовый расплав легко окисляется кислородом с
селективным выделением твердого оксида свинца, но слабо окисляется водой и водяным
паром по реакции:
(Pb-Bi) + H2O ↔ [O] + (Pb-Bi) + H2. (1), где [O] обозначает растворенный в
металлическом расплаве кислород.
Доля водорода при обработке Pb-Bi водяным паром при 600°С
86

87. Детальное изучение термодинамики реакции показывает, что равновесное
соотношение парциального давления водорода и паров воды зависит от температуры и
содержания кислорода в теплоносителе.
При взаимодействии Pb-Bi при низком содержании кислорода с водяным паром,
возможно получение водорода. Для реализации этого процесса необходимо организовать
интенсивный отвод кислорода из свинца-висмута, например, с помощью кислородных
насосов.
В 2004 году в ГНЦ РФ – ФЭИ проведены первые экспериментальные исследования [4]
по получению водорода при разложении водяного пара в расплаве Pb-Bi. Кислород из
расплава отводился через капсулу из твердого оксидного электролита, через который
пропускался электрический ток.
Результаты получения водорода при разложении воды в Pb-Bi
t, °С Расход воды, мл/ч Скорость наработки
водорода, мл/ч
Концентрация
водорода, %
385 140 0,03 0,02
525 130 0,05 0,04
655 140 1,14 0,82
810 133 20,24 15,21
Относительно небольшие концентрации полученного водорода объясняются
использованием несовершенного кислородного насоса. Фактически эксперименты
проводились в «промежуточной области». При таком способе производство водорода
целесообразно проводить при повышенных температурах (t≥800°С). Также очевидно, что
благодаря использованию высоких температур, данный способ получения водорода будет
экономически выгоднее обычного низкотемпературного электролиза. Предложена концепция
новой энергоэффективной и безопасной технологии получения водорода, основанной на
использовании ядерной энергетической установки с жидкометаллическим охлаждением. В
случае успешного проведения комплекса дополнительных исследований в обоснование такой
технологии возможно существенное уменьшение стоимости производимого водорода.
Литература:
1. Зродников А.В., Драгунов Ю.Г., Тошинский Г.И. и др. АЭС на основе реакторных
модулей СВБР-75/100// Атомная энергия. – 2001. – Том 91, вып. 6.
2. Зродников А.В., Ионкин В.И. А.И. Лейпунский и ядерные энергетические установки
для космических исследований// Известия вузов «Ядерная энергетика» . – 2003. - №4. – С. 19.
3. Козин Л.Ф., Морачевский А.Г. Физико-химия и металлургия высокочистого свинца.
– М.: Металлургия, 1991.
4. Мартынов П.Н., Ульянов В.В., Гулевский В.А. и др. Исследование процессов
получения водорода при взаимодействии паров воды и органических газов с
жидкометаллическим теплоносителем (Pb, Pb-Bi) ядерной энергетической установки//
87

88. Региональный конкурс в области естественных наук: Сб. науч. тр. - Калуга: Полиграф-
информ, 2006, вып. 10.
5. Поплавский В.М. А.И. Лейпунский – научный руководитель и организатор
разработок и внедрения реакторов на быстрых нейтронах в ядерную энергетику// Известия
вузов «Ядерная энергетика». – 2003. - №4. – С. 4.
6. Тошинский Г.И. А.И. Лейпунский и ядерные энергетические установки с
жидкометаллическим теплоносителем свинец-висмут для атомных подводных лодок//
Известия вузов «Ядерная энергетика» . – 2003. - №4. – С. 13.
СИСТЕМЫ КОНТРОЛЯ КИСЛОРОДА И ВОДОРОДА В ГАЗОВЫХ
КОНТУРАХ И ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИХ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯХ АЭС НА ОСНОВЕ
ТВЕРДОЭЛЕКТРОЛИТНЫХ НАНОСТРУКТУРИРОВАННЫХ СЕНСОРОВ
КИСЛОРОДА
Мартынов П.Н., Чернов М.Е., Шелеметьев В.М., Стороженко А.Н., Садовничий
Р.П., ГНЦ РФ–ФЭИ им. А.И.Лейпунского
Викулин В.В., Кораблева Е.А., Якушкина В.С., ФГУП «ОНПП «Технология»
Повышение надежности и безопасности работы реакторов, использующих в качестве
теплоносителя металлические расплавы (свинец, свинец-висмут, натрий, калий, и др.),
требует разработку и совершенствование систем, способных диагностировать состояние
теплоносителя и выявлять на ранних этапах возможность возникновения аварийных ситуаций.
Начало разработок таких датчиков относится к середине 60-х годов, когда начинались работы
в области технологии жидкометаллического теплоносителя (в основном щелочного на основе
натрия и, несколько позднее, эвтектики свинец-висмут). Технические характеристики
разработанных ранее датчиков не отвечают современным требованиям по условиям работы,
надежности, ресурсу работы, температурному диапазону, стойкости к термоударам и другим
параметрам.
На базе большого опыта ГНЦ РФ-ФЭИ по созданию различных устройств контроля
для атомной энергетики [1, 2] в настоящее время активно ведутся разработки датчиков на
твёрдых электролитах для контроля: кислорода в расплавах на основе свинца, свинца-
висмута; водорода и кислорода в расплавах на основе натрия, калия; водорода и кислорода в
газовых контурах и производственных помещенииях АЭС [3]. Разработанные датчики
получили условное название «капсульные» по характерной форме керамического
чувствительного элемента.
Основным устройством в датчиках для контроля активности кислорода и водорода
является керамический чувствительный элемент (КЧЭ) на основе твердых электролитов из
окисной керамики, обладающий способностью работать длительное время в условиях
повышенных температур и термоударов в расплавах металлов, стабильностью проводящих и
механических свойств, термостойкостью, низкой газопроницаемостью.
В результате проведенных исследований удалось разработать технологию
изготовления высокоплотной твердоэлектролитной керамики на основе нанокристаллических
порошков частично стабилизированного ZrO2 с добавкой наноструктурного аэрогеля AlOOH
для применения в качестве электролита. Применяемые в рассматриваемой технологии
получения керамики оксидные нанопорошки (аэрогель AlOOH) синтезируются по
оригинальной жидкометаллической технологии. В основе последней лежит метод
селективного окисления металлов, растворенных в свинце (свинце-висмуте, галлии).
В результате проведенных НИР и ОКР разработан оптимальный химический и
фазовый состав для придания КЧЭ вышеперечисленных свойств [3, 4]. Сделано расчётно –
экспериментальное обоснование геометрической формы керамического чувствительного
элемента датчика с точки зрения наилучшей прочности, термостойкости, гидродинамики в
потоке расплава.
Шликерным литьём изготовлены керамические чувствительные элементы в виде
пробирки со следующими характеристиками: геометрические размеры – диаметр 10 мм;
длина 15-20 мм; открытая пористость – 0%; плотность – 5,89-5,95 г/см3
; прочность при изгибе
(20) – 700-900 МПа; термостойкость – 300-350 С/сек.
88

89. На сегодняшний день разработанные датчики кислорода в капсульного типа
используются в десятках экспериментов в установках как с неподвижным (статическим)
теплоносителем, так и в циркуляционных стендах [5] в различных подразделениях ГНЦ РФ-
ФЭИ, а так же во ФГУП НИКИЭТ (г. Москва) и ЦНИИКМ «Прометей» (г. Санкт-Петербург).
Технические характеристики датчиков для измерения активности кислорода в
жидкометаллических расплавах: диапазон измерения активности кислорода – а = 10-6
- 1;
диапазон рабочих температур – 350-650 °С; рабочая среда – Pb, Pb-Bi, Na; рабочее давление –
0-1,5 МПа; скорость изменения температуры – до 100 °С/сек; ресурс работы – до 10000 часов.
Для утверждения типа датчика как средства измерения и внесения его в
Государственный реестр средств измерений проведена метрологическая аттестация датчиков
ТДА кислорода. Разработанные датчики сертифицированы Госстандартом России
(сертификат RU. С.31.002 А №15464), зарегистрированы в Государственном реестре средств
измерений (№25282-03) и допущены к применению в Российской Федерации.
Для контроля кислорода в инертном газе, например, в воздухе, разработан датчик
парциального давления кислорода. В основу разработки положена предыдущая конструкция.
Датчик состоит из измерительного и электронного блока, соединённых кабельной линией
длиной до 120 метров. Сенсор, в основе которого твёрдоэлектролитная керамическая ячейка,
расположен внутри термостатированного корпуса измерительного блока, куда обеспечивается
непрерывная подача исследуемого газа путём конвекции. Основные технические
характеристики: диапазон измерения содержания кислорода в анализируемой газовой смеси –
от 0 до 30 кПа; параметры анализируемой газовой смеси % об.: воздух – от 10 до 100; СО – до
1; СО2 – до 1; водяной пар – до 100; водород – до 0,01; предел допускаемой основной
относительной погрешности – 12%; диапазон допустимых температур среды в месте
установки датчика, °С – до 700 °С; диапазон допустимых давлений – от 0 до 0,7 МПа.
Весьма актуальной и технически сложной является задача контроля взаимовлияющих
газов кислорода в присутствии окисляемых газов, например, водорода, СО и т.д., а так же
определение водорода в присутствии кислорода. В настоящие время на базе
твёрдоэлектролитного датчика парциального давления кислорода разработан, изготовлен и
проходит испытания измерительный комплекс, предназначенный для измерения объемных
концентраций водорода и кислорода в парогазовой среде помещений защитной оболочки АЭС
с реакторами типа ВВЭР при нормальной эксплуатации и в условиях проектных и
запроектных аварий.
Основные технические характеристики комплекса:
1. Диапазон контролируемой концентрации водорода, % объемных 0÷25.
2. Диапазон контролируемой концентрации кислорода, % объемных 0÷25.
3. Основная допустимая погрешность измерительного комплекса, отнесенная к
диапазону измерения и выраженная в процентах, не превышает: – для измерения объемной
концентрации водорода 5%; – для измерения объемной концентрации кислорода 12%.
Кроме того, устройство позволяет производить раннее обнаружение взрыво- и
пожароопасных примесей в воздухе опасных летучих соединений, химически активных по
отношению к кислороду (водород, метан, угарный газ, природный газ, пары горючих и
легковоспламеняющихся жидкостей, таких как бензин, ацетон, спирт и т.д.). Например, для
водорода в воздухе предел обнаружения – 0,01-0,005% об. Устройство может быть применено
в качестве индикатора утечек на складах и в хранилищах, в шахтах, в аккумуляторных
помещениях, химических лабораториях и т.д.
Для повышения надежности и безопасности работы реакторов на быстрых нейтронах
ведется разработка и совершенствование системы, способной вести высокоточный и
непрерывный контроль примесей кислорода и водорода в натриевом теплоносителе и
парогазовой фазе реакторов на быстрых нейтронах.
Наиболее эффективным решением этой проблемы, с точки зрения практического
внедрения, является создание прибора на принципе сочетания датчика кислорода и
селективной (по водороду) мембраны, органически связанных между собой газообразным
окислом контролируемой примеси, в данном случае это пары воды. Основные технические
характеристики системы контроля водорода: диапазон контролируемого парциального
89

90. давления водорода – от 0,01 ppm до насыщения; диапазон допустимых давлений – от 0 до 0,7
МПа; диапазон допустимых температур – 300-600 °С; инерционность – не более 15 с.
Литература:
1. Субботин В.И., Ивановский М.Н., Арнольдов М.Н. Физико-химические основы
применения жидкометаллических теплоносителей. - М.: Атомиздат, 1970.
2. Шматко Б.А., Шимкевич А.Л., Блохин В.А. Диагностика коррозии и контроль
технологических процессов методами активометрии в теплоносителе свинец-висмут/ Сб.
докл. конф. «Тяжёлые жидкометаллические теплоносители в ядерной технологии». - Обнинск,
ГНЦ РФ-ФЭИ. - Т. 2 – 1999. - С. 741.
3. Чернов М.Е. Автореферат диссертации: Датчик капсульного типа для контроля
кислорода в контурах ЯЭУ с теплоносителями свинец и свинец-висмут. – Обнинск, 2005.
4. Викулин В.В., Мартынов П.Н., Чернов М.Е. и др. Исследование зависимости
кислородоионной проводимости твёрдых электролитов из ZrO2
-Y2
O3
, работающих в
жидкометаллических теплоносителях от фазового состава и структуры керамики/ Труды
регионального конкурса научных проектов в области естественных наук, Вып. 4. - Калуга.:
Издательский дом «Эйдос», 2003. - С. 154.
5. Мартынов П.Н., Гулевский В.А. Чернов М.Е. Опыт использования лабораторных
датчиков активности кислорода в экспериментах по теме «БРЕСТ»/ Сборник тезисов
докладов отраслевого научно-технического семинара «Исследования теплогидравлики и
технологии свинца применительно к проекту установки с реактором БРЕСТ-ОД-300». -
Обнинск, 2001.
90