ПОИСК Статьи Чертежи Таблицы Развитие водо-водяных реакторов из "Тепловое и атомные электростанции изд.3 " В разрабатываемых проектах реакторных установок с водо-водяными реакторами вносимые усовершенствования имеют по отношению к базовым проектам в основном эволюционный характер с применением как апробированных принципиальных решений, так и апробированного основного оборудования. [c.156] В табл. 2.8 приведены основные характеристики усовершенствованных водо-водяных реакторов. [c.156] В совместном франко-германском проекте реактора EPR использованы четыре физически разделенных канала систем аварийного охлаждения активной зоны, увеличены относительные объемы теплоносителя в компенсаторах давления и во втором контуре циркуляции, разработана малоинерционная система аварийного теплоотвода. Конструкция защитной оболочки рассчитана на сценарии с разрушением корпуса реактора, воспламенением водорода внутри оболочки, паровым взрывом внутри корпуса реактора, выходом расплава активной зоны из корпуса [78]. [c.156] Проект APWR разработан фирмами Японии и США. APWR — эта усовершенствованный, стандартизованный реактор повышенной безопасности, надежности и экономичности. В системах безопасности реактора степень резервирования принята равной четырем (вместо степени резервирования, равной двум, применявшейся ранее). Системы безопасности выполнены разнотипными и отделены от систем нормальной эксплуатации [93]. [c.156] Реактор АР-600 (США) создан в рамках программы по разработке реактора средней мощности [75]. Целью программы было достижение наибольшего упрощения ядерной установки с одновременным усилением безопасности, в том числе с помощью пассивных средств безопасности, без использования непрерывной работы активных элементов. Системы ослабления аварий в проекте АР-600, кроме систем пассивного охлаждения активной зоны и защитной оболочки, включают автоматическую систему понижения давления, объем для локализации расплава активной зоны, дожигатель водорода, средства для залива объема под корпусом реактора на случай отказа автоматической системы. [c.156] По сравнению с современными реакторными установками в проекте АР-600 на 60 % меньше клапанов, на 75 % меньше трубопроводов, на 35 % меньше мощных насосов и на 80 % меньше кабелей управления. Вследствие простоты установка может быть сооружена за 3—4 года. [c.156] Работы по проектам АЭС с отечественными реакторами ВВЭР нового поколения начались в 1989 г в рамках государственной научно-технической программы Экологически чистая энергетика . На первом этапе реализации требований к АЭС нового поколения осуществлялась модернизация существующих проектов с активными системами безопасности в направлении упрощения конструкции, оптимизации теплотехнических параметров и повышения эффективности использования топлива, а также в направлении повышения надежности и безопасности эксплуатации станций во всех нормальных и аварийных режимах и особенно в неблагоприятных условиях запроектных аварий, связанных с потерей теплоотвода от активной зоны реактора. [c.156] На втором этапе в проектах АЭС наряду с традиционными активными системами безопасности применяются пассивные системы. Среди этих проектов атомная электростанция большой мощности нового поколения с реактором ВВЭР-1000 (АЭС НП-1000), атомная электростанция средней мощности с реакторной установкой ВВЭР-640 (АЭС НП-500) и атомная электростанция средней мощности (600 МВт) с реактором повышенной безопасности ВПБЭР-600 [3]. [c.156] Третий этап создания АЭС нового поколения должен завершиться разработкой реактора и АЭС на его основе, обладающих свойствами внутренней самозащищенности и внутренней безопасности и соответственно не требующих специальных систем безопасности. Работы в этом направлении, как и во всем мире, находятся в стадии научных исследований и концептуальных разработок. [c.156] В проекте АЭС НП-500 используется реакторная установка нового поколения ВВЭР-640 (В-407). Это четырехпетлевая установка тепловой мощностью 1800 МВт с горизонтальными парогенераторами. Эффективность использования топлива увеличена на 30—35 % по сравнению с действующими реакторами ВВЭР-440. [c.159] Предполагается применение двойной цилиндрической защитной оболочки (внутренней — герметичной стальной, наружной — железобетонной). Предусматривается установка фильтров на герметичной оболочке и ловушки для локализации расплава активной зоны. [c.159] Проект рассчитан на строительство АЭС в различных климатических условиях и в сейсмических районах с максимальным расчетным землетрясением 8 баллов по шкале Рихтера. [c.159] Повышение безопасности АЭС осуществляется в результате преимущественного использования пассивных систем безопасности для аварийного охлаждения активной зоны и отвода остаточного тепловыделения от реактора. Эксплуатационные пределы повреждения топлива в 10 раз меньше, чем на действующих АЭС с реакторами ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. Проект ВВЭР-640 отвечает современным стандартам безопасности. [c.159] Реакторная установка ВПБЭР-600 разрабатывается на основе многолетнего опыта создания и эксплуатации ядерных судовых установок, реакторов на быстрых нейтронах и реакторных установок атомных станций теплоснабжения Основные принципиальные решения интегральная конструкция реактора, размещение его в страховочном корпусе и использование полностью пассивных средств безопасности различного принципа действия. [c.159] Вследствие пониженной энергонапряженности активной зоны реактора стало возможным уменьшить содержание борной кислоты в теплоносителе и отказаться от регулирования ее концентрации при эксплуатации. Пониженное содержание бора обусловливает отрицательные значения коэффициента реактивности по температуре теплоносителя во вс м диапазоне эксплуатационных температур и парового коэффициента реактивности. [c.159] Реактор и все системы, работающие при давлении первого контура, размещены в страховочном корпусе, который служит дополнительным барьером на пути распространения радиоактивности. Применение второго (страховочного) прочного корпуса является пассивным средством поддержания уровня теплоносителя выше активной зоны. [c.159] В состав реакторной установки входят первый контур, второй (промежуточный) контур и контур сетевой воды. [c.160] Твэл выполнен из трубки размером 13,6x0,9 мм из циркониевого сплава и заполнен таблетками из спеченного диоксида урана. Твэлы в ТВС располо-жень[ в узлах правильной треугольной решетки с шагом 17,8 мм. [c.161] Вернуться к основной статье