ПАССИВНЫЕ СИСТЕМЫ БЕЗОПАСНОСТИ
ИННОВАЦИОННЫХ ПРОЕКТОВ АЭС
Бахметьев А.М., Большухин М.А., Хизбуллин А.М., Соколов А.Н.
ОКБМ
III международная научно-практическая конференция
«АЭС: ПРОЕКТИРОВАНИЕ, СТРОИТЕЛЬСТВО, ЭКСПЛУАТАЦИЯ»
1 декабря 2009 года
ПАССИВНЫЕ СИСТЕМЫ БЕЗОПАСНОСТИ
ИННОВАЦИОННЫХ ПРОЕКТОВ АЭС
Бахметьев А.М., Большухин М.А., Хизбуллин А.М., Соколов А.Н.
ОКБМ
III международная научно-практическая конференция
«АЭС: ПРОЕКТИРОВАНИЕ, СТРОИТЕЛЬСТВО, ЭКСПЛУАТАЦИЯ»
1 декабря 2009 года
Результати досліджень ÚJV Řež, a. s. щодо стратегії IVMR та можливості її зас...Ukrainian Nuclear Society
Презентація технічного директора міжнародних проектів ÚJV Řež, a. s. Володимира Кргоунека в рамках Міжнародної конференції з нагоди 10-річчя АУЯФ "Український ядерний форум 2019: ядерна енергетика - стан та тенденції розвитку"
«Инновационные решения при производстве турбогенераторов для распределенной э...BDA
Артемов Александр Владимирович, заместитель директора по продажам ПАО НПО «ЭЛСИБ» «Инновационные решения при производстве турбогенераторов для распределенной энергетики»
Результати досліджень ÚJV Řež, a. s. щодо стратегії IVMR та можливості її зас...Ukrainian Nuclear Society
Презентація технічного директора міжнародних проектів ÚJV Řež, a. s. Володимира Кргоунека в рамках Міжнародної конференції з нагоди 10-річчя АУЯФ "Український ядерний форум 2019: ядерна енергетика - стан та тенденції розвитку"
«Инновационные решения при производстве турбогенераторов для распределенной э...BDA
Артемов Александр Владимирович, заместитель директора по продажам ПАО НПО «ЭЛСИБ» «Инновационные решения при производстве турбогенераторов для распределенной энергетики»
«Гибридная электрогенераторная установка контейнерного типа ЭНЕРГО-КД 8\48.ВМ...МНПО Энергоспецтехника
Компания RID GmbH разработала новейшую технологию Vario Speed, позволяющую управлять работой электроагрегата постоянного тока, и контроллер RID 1000H. Данный контроллер позволяет управлять частотой вращения коленчатого вала первичного двигателя в зависимости от нагрузки, создаваемой аккумуляторной батареей при изменении её ёмкости в процессе зарядки с учётом типа аккумуляторов (AGM, GEL, LiCd и другие).
В зависимости от глубины разряда аккумуляторной батареи контроллер RID 1000H устанавливает оптимальную частоту вращения коленчатого вала двигателя, но не более 1600 об/мин, с выходным током до 250 А и номинальным напряжением до 56 В. Таким образом достигается оптимальный цикл зарядки аккумуляторной батареи и продлевается срок её службы. Данная технология позволяет также сократить объём отработанных газов CO2, что очень важно для сбережения окружающей среды.
В ближайшее время исследовательское подразделение ЗАО «МНПО «Энергоспецтехника» планирует получить от немецких коллег необходимое оборудование и внедрить его на опытном образце автономного энергокомплекса ЭНЕРГО-КД8\48.ВМС908.1,5, находящемся в опытной эксплуатации на производственной базе предприятия.
The document summarizes the major systems and components of a boiling water reactor (BWR) plant. It describes the reactor vessel internals that produce steam from heating water, the moisture separators and dryers, main turbine system that converts steam to electricity, and emergency core cooling systems. The BWR uses circulating water to transfer heat from the reactor core to power the main turbine, and has safety systems to inject water into the reactor vessel in the event of a loss of coolant accident.
This document summarizes updated capital cost estimates for various electricity generation technologies that were commissioned by the U.S. Energy Information Administration. Key findings include that overnight capital costs for coal and nuclear plants are 25-37% higher than prior estimates, while natural gas costs remained similar. Solar photovoltaic costs declined 25% due to larger plant sizes and lower component costs. Onshore wind costs increased 21%, while offshore wind costs increased 50% to reflect first-of-a-kind U.S. project costs. Geothermal and biomass costs also increased versus prior estimates. These updated cost estimates will be used in EIA's modeling and analysis of technology choices in the electric power sector.
10 years of experience with Westinghouse fuel at NPP Temelinmyatom
Westinghouse fuel has been used at the Temelin NPP for 10 years. Some key points include:
- The first Westinghouse fuel assembly was loaded in 2000 and the plant achieved first criticality 3 months later. There have been 15 fuel cycles representing 960 fuel assemblies.
- Issues encountered include incomplete rod insertions, fuel assembly bowing and growth, and leaking fuel rods. Modifications to fuel assembly designs have helped address these issues.
- A post-irradiation inspection program provided data on fuel performance to support continued licensing of new fuel designs. While visual examinations showed little corrosion, measurements revealed unexpected fuel assembly twisting and bowing.
TVSA-T fuel assembly for “Temelin” NPP. Main results of design and safety ana...myatom
The document summarizes the design and safety analyses of the TVSA-T fuel assembly developed for the Temelin NPP in the Czech Republic. Key points include:
1) TVSA-T is based on the proven TVSA design with additional modifications like combined spacer grids and a longer fuel column.
2) Extensive testing and analyses were conducted to validate the TVSA-T design including thermohydraulic tests, mechanical tests, and safety analyses.
3) The design was successfully licensed for use at Temelin NPP unit 1 and meets all safety criteria for normal operation and accident conditions.
The document discusses the evolution and advanced designs of VVER reactors. It describes the current challenges facing nuclear power plants and how generation 3+ designs, such as the VVER-1200, aim to address these through extended lifetimes, reduced costs and construction times. Future innovative designs discussed include the VVER-600, VVER-SCP generation 4 supercritical water cooled reactor, and concepts using tight fuel assemblies for a closed nuclear fuel cycle. The VVER-1200 design for project AES-2006 forms the basis for the further developed MIR-1200 design being implemented in the Czech Republic.
This document discusses the power uprate project at the NPP Temelín nuclear power plant in the Czech Republic. The project aims to increase the reactor thermal power from 3000 MWt to 3120 MWt and install new turbine low pressure parts to boost the generator output from 1016 MWe to 1081 MWe. The project will be carried out through analytical evaluations, core design updates, safety analysis revisions, and minor equipment modifications. It is scheduled to be implemented at Unit 1 in 2012 while ensuring the plant's safety criteria and limits remain unchanged.
This document discusses materials used for equipment in reactor plants V-320 and V-491. It provides details on the reactor pressure vessel such as dimensions, mass, and steel grades used for different components. It also discusses how materials were improved for V-491 to decrease radiation embrittlement and increase brittle fracture resistance. Surveillance programs and specifications for specimens are outlined to monitor changes in pressure vessel material properties during operation. Regulatory requirements for equipment design, welding, and inspections are also summarized.
Key Features of MIR.1200 (AES-2006) design and current stage of Leningrad NP...myatom
The document discusses the key features and current construction status of the MIR.1200/AES-2006 nuclear power plant design and Leningrad NPP-2, which uses this design. The MIR.1200 design is an evolution of previous VVER reactor designs with improved safety features like a double containment structure and passive safety systems. Leningrad NPP-2 Units 1 and 2 are currently under construction in Russia using this design. The design provides enhanced safety, economics, and project attractiveness through an evolutionary approach and leveraging designs already implemented in other plants.
Rothwell Braun THE COST STRUCTURE OF INTERNATIONAL URANIUM ENRICHMENT SERVICE...myatom
This document analyzes the international uranium enrichment services market. It finds that as older gaseous diffusion plants are retired, the supply curve will shift, lowering prices. By 2015, prices could drop 41% to $80/SWU from $135/SWU in 2005 due to increased centrifuge capacity. However, lower prices may decrease profits and investment incentives, so some market intervention may be needed to control prices and discourage proliferation of enrichment technology to non-fuel states.
Rothwell Braun THE COST STRUCTURE OF INTERNATIONAL URANIUM ENRICHMENT SERVICE...
Klimov Gidropress Svbr
1. Свинцово-Висмутовые Быстрые Реакторы для атомных станций малой и средней мощности Международный форум «АТОМЭКСПО 2009» 26-28 мая 2009г, г.Москва, ЦВК «Экспоцентр» Климов Н.Н.
2.
3.
4. Первый опыт конверсии судовой технологии Блочно- транспортабельная АТЭЦ малой мощности «Ангстрем» - 1991г | |
9. Внутренняя самозащищенность и пассивная безопасность Быстрый реактор Оперативный запас реактивности в работающем реакторе меньше доли запаздывающих нейтронов Исключение возможности разгона реактора на мгновенных нейтронах при несанкционированном извлечении любого рабочего стержня Отсутствие в быстром реакторе эффектов отравления Малое значение отрицательного температурного коэффициента реактивности Сравнительно небольшой запас реактивности на выгорание «Легкие» ( < эфф) органы СУЗ Специальный алгоритм управления органами СУЗ | |
10. Внутренняя самозащищенность и пассивная безопасность Свинцово-висмутовый теплоноситель Исключение аварий, связанных с кризисом теплообмена Низкий запас потенциальной энергии в первом контуре Исключение возможности химических взрывов и пожаров по внутренним причинам Малый масштаб разрушений и радиационных последствий при постулированных разгерметизациях первого контура и газовой системы Исключение возможности радиоактивного загрязнения второго контура Способность СВТ удерживать продукты деления (йод, цезий, актиниды – кроме инертных газов) Химическая инертность СВТ по отношению к воде и воздуху Давление в первом контуре ниже давления во втором контуре Высокая температура кипения СВТ ( ~ 1 670 0 C) Низкое давление в первом контуре и газовой системе (0,01МПа) | |
11. Внутренняя самозащищенность и пассивная безопасность Схемно-компоновочные решения Исключение потерь СВТ и прекращения циркуляции СВТ через активную зону За счет малого гидравлического сопротивления 1 контура уровень ЕЦ СВТ достаточен для расхолаживания РУ из любого исходного состояния Практическое исключение возможности разгерметизации газовой системы и выброса газа При отказе всех систем расхолаживания и полном обесточивании блока (постулированная авария) – полностью пассивное расхолаживание РУ за счет аккумулирования тепла ВКУ и теплоносителем и отвода тепла через корпус МБР к воде бака СПОТ. Интегральная компоновка 1 контура в корпусе МБР, полное отсутствие трубопроводов и арматуры 1 контура за пределами МБР Наличие защитного кожуха, малый объем полости между кожухом и корпусом МБР Размещение МБР в баке СПОТ, пассивное расхолаживания РУ без ТГУ Низкое давление в 1 контуре и газовой системе | |
13. Основные технические характеристики РУ СВБР-75/100 (базовый вариант: топливо UO 2 , насыщенный пар) | | Наименование параметра Значение Мощность РУ тепловая, МВт 280 Мощность РУ электрическая (брутто), МВт 101 ,5 Паропроизводительность, т/ч 580 Давление/температура генерируемого пара, МПа/ С 9,5 (нас.)/307 Температура СВТ, вх / вых, С 320 / 48 2 Средняя энергонапряженность активной зоны, кВт/дм 3 160 Средняя линейная нагрузка на твэл, кВт/м 26 Топливо: тип загрузка по U ,кг среднее обогащение по U -235,% U О 2 *) 9016 16,5 Кампания активной зоны, тыс. эфф.ч 53 Интервал времени между перегрузками, лет ~ 8 Габариты МБР (диаметр/высота), м 4,53 / 7,55 Масса МБР без активной зоны и теплоносителя, т 270
14. РУ СВБР-75/100 - принципиальная схема Конденсатор газовой системы Разрывная мембрана Моноблок реакторный Бак СПОТ Питательная вода Пар сухой насыщенный Конденсатор расхолаживания Барботажное устройство | |
15.
16. Атомные станции средней мощности на базе унифицированной реакторной установки СВБР-75/100 | |
17.
18. Береговые ядерные опреснительные энергетические комплексы на базе транспортабельных реакторных блоков с СВБР-75/100 (совместная разработка СПМБМ «Малахит», ЦНИИ им. А.Н.Крылова, СПбАЭП,ОКБ «Гидропресс», ГНЦ РФ-ФЭИ) РУ размещается в прочно-плотном ТРБ. Конструкция ТРБ которого предусматривает возможность нахождения его на плаву и буксировку по акватории завода-строителя и опреснительного комплекса. На место базирования ТРБ доставляется на транспортном судне, выгружается на воду, заводится в «сухой» док и, далее, с помощью шлюзования в док-камеру ЯОК на стационарные опоры. Габариты и осадка ТРБ позволяют выполнять его буксировку по внутренним водным путям без использования транспортного судна Время работы между заменами ТРБ, лет 8 Макс.производительность по пресной воде, тыс.м 3 /сутки 200 Электрическая мощность ЯОЭК при работе ТГУ в конденсационном режиме, МВт 80 Отпуск электроэнергии в сеть при макс. производительности по пресной воде, МВт 9,5 | | ТРБ Транспортное судно
23. СВБР - 100 - принципиальная схема Конденсатор газовой системы Разрывная мембрана Модуль п/п Активная зона Питательная вода Бак запаса воды Аварийный залив шахты реактора | | Модуль испарителя Моноблок реакторный ГЦНА Воздушный теплообменник СПОТ ПГ Перегретый пар Сепаратор
24. СВБР-100 - компоновка в герметичном боксе | | В проект закладывается: требования универсальности по видам топлива (оксидное урановое, смешанное нитридное, МОХ, «плотное» топливо) повышенные требования по маневренности для обеспечения работы в суточном графике слежения за нагрузкой требования по выработки перегретого пара для повышения КПД МБР
28. Транспортабельный реакторный блок (ТРБ) с СВБР-10 Транспортабельный реакторный блок – функционально законченное герметичное реакторное отделение с СВБР-10 полностью заводского изготовления ТРБ доставляется на площадку АС и вывозится с площадки АЭС для перегрузки активной зоны водным путем (на транспортном судне или в составе плавучей АС) в ядерно-безопасном состоянии с «замороженным» в реакторе свинцово-висмутовым теплоносителем В качестве насоса первого контура в СВБР-10 применен МГД насос , не имеющий движущихся частей | | Габариты ТРБ (диаметр/высота), м 8,0/11,2 Масса ТРБ с теплоносителем,т 310
30. Компоновка ТРБ и ТГУ на площадке БАСММ ТРБ Защитная шахта Отметка «0» Турбогенераторная установка | |
31.
32.
33. Заключение 1. Реакторные установки типа СВБР – один из основных компонентов инновационной ядерной энергетической системы (ИЯЭС), основанной на применении интегральных быстрых реакторов нового поколения со свинцово-висмутовым теплоносителем в модульных станциях малой мощности различного вида и назначения 2. Реакторные установки типа СВБР проектируются для работы на разных видах топлива и в различных топливных циклах. Продолжительность работы без перегрузки топлива от 7 (СВБР-100) до 20 (СВБР-10) лет 3. Инновационная ядерная энергетическая технология на основе РУ типа СВБР может занять существенное место на внутреннем и международном рынке энергоисточников малой и средней мощности | | Спасибо за внимание !