Файл: Сидоренко, В. А. Вопросы безопасной работы ВВЭР к 10-й годовщине пуска первого блока Нововоронежской атомной электростанции.pdf

47

конструкции тепловыделяющего элемента были также учтены те явления, которые ожидаются при большом выгорании сердечника

(распухание двуокиси, накопление газовых осколков). Последую­ щий массовый опыт эксплуатации тепловыделяющих элементов в реакторах 2-го и 3-го блоков НВАЭС продемонстрировал их высокую надежность, что косвенно подтвердило правильность реализован­ ных изменений конструкции твэл.

Цри увеличении тепловой мощности реактора соответственно увеличивается скорость сгорания урана. Это требует изменения трех характеристик (всех одновременно либо в любом сочетании):

увеличить частоту перегрузки топлива, увеличить глубину выго­ рания топлива, увеличить загрузку топлива в активную зону.

Основной тенденцией развития отечественных ЕВЭР до нас­ тоящего времени, совпадавшей с тенденцией в других странах,

было отрешение совместить перегрузку топлива с годовым про­ филактическим ремонтом АЭС и провести ее в период опада энерго­ потребления, наиболее удобный для энергосистемы. На основании этого вое современные проекты ориентированы на годовой цикл работы реактора между отдельными перегрузками топлива,и это предъявляет соответствующие требования к увеличению загрузки и увеличению глубины выгорания.

Увеличение глубины выгорания топлива само по себе является одним из средств повышения экономичности топливного цикла и будет рассмотрено ниже. Тем не менее технологически достижи­ мая глубина выгорания в та«дне определенный период развития ог­ раничена и реальное соотношение характеристик ВВЭР требует увеличения загрузки топлива при увеличении его мощности выше

500 Мвт эл. в блоке.

48

Как уже было замечено выше, увеличение загрузки за счет роста высоты активной зоны увеличивает скорость теплоносителя и перепад давления на реакторе и, в какой-то мере, ограничено этими факторами. Увеличение диаметра активной зоны ограничено возможностью увеличения диаметра корпуса. В конечном счете в проекте ВВЭР-1000 обеспечена возможность загрузить в активную зону 75 тонн двуокиси урана.

В этой связи следует еще раз подчеркнуть, что концепция железнодорожной перевозки корпуса реактора практически ограни-j

чипа мощность блока ВВЭР значением 1000 Мвт эл. из-за труд­ ностей размещения большей загрузки и в настоящее время уже должна быть отклонена. Должны быть изучены и реализованы друпи способы транспортировки габаритного оборудования (водный путь,

автодороги) пригодные для многих мест расположения атомных электростанций. Увеличение диаметра корпуса открывает возмож­ ность дальнейшего повышения единичной мощности ВВЭР, что эконсь мичеснп целесообразно, и позволяет в случае необходимости

( в целях повышения надежности) в более мощных реакторах уйти по некоторым параметрам от значений близких к предельным или неоптимальных (например, уменьшить скорость теплоносителя, уме!

шить глубину выгорания, увеличить диаметр тепловыделяющего элемента и т.п.).

1.2.2. Уменьшение топливной составляющей стоимости электроэнергии

В осуществленных и разработанных проектах ВВЭР еще не реализовались те направления улучшения топливного цикла, кото]

связаны с ограничением расхода урана и которые оказываются экономически целесообразными при росте цены на уран, когда

49

увеличение эксплуатационных расходов по топливному циклу ком­ пенсируется уменьшением расхода урана.

Основным направлением реализуемого до настоящего времени улучшения экономичности топливного цикла ВВЭР является увели­

чение глубины выгорания топлива.

Положение оптимума топливной составляющей стоимости элект­ роэнергии в зависимости от глубины выгорания определяется соот­

ношением стоимости процессов изготовления тепловыделяющих эле­

ментов, обогащение урана и стоимости химической переработки вн-

горенпего топлива. Не вдаваясь здесь в анализ этой стороны во­ проса, можно лишь подчеркнуть важный для современного состоя­

ния развития ВВЭР результат: оптимальное обогащение топливакак

с учетом химической переработки, так и без учета ее, лежит по крайней мере не ниже 55?. Другими словами, современное состояние

технологии производства тепловыделяющих элементов для ВВЭР, стой­ кость твэл в рабочих условиях должны обеопечивать достижение тех выгораний, которые могут быть получены цри использовании топли­ ва с обогащением по крайней мере до 5$.

В масоовом опыте чнжжгяния топлива в реакторе 2-го блока

НВАЭС при параметрах, близких к реактору ВВЭР-440, уже достигну­

та проектная глубина выгорания - около 28000 Мвт.оут/т в сред­ нем по выгружаемому топливу при максимальном выгорании в сред­ нем по твэлу - более 40000 Мвт.сут/т.

Активная зона реактора ВВЭР-1000 ориентирована на-ореднюю

глубину выгорания 40000 Мвт.оут/т при максимальном выгорании

50

Одна из центральных задач повышения экономичности топлие-

ного цикла - получение требуемого выгорания при меньшем обога­ щении догружаемого топлива. Не касаясь физических деталей оп­ тимальной организации режима выжигания топлива в активной зоне,

подчеркнем один важный внешний признак: количество частичных перегрузок за время полной кампании топлива.

Желательным пределом является непрерывная замена тепловыделяю­ щих элементов, достигших проектной глубины выгорания. Практи­ ческое воплощение этой цели в ВВЭР - периодическая частичная перегрузка.

Первые разработки водо-водяных реакторов были нацелены на непрерывную перегрузку, однако из-за усложнения конструкции и обслуживания реактора, снижения его надежности эти разработки не были доведены до реализации. Оптимальным и устойчивым реше­ нием оказалось применение трех частичных перегрузок, так как в этом случае используется подавляющая часть выгоды от многократ­ ных перегрузок, а длительность рабочего цикла между перегрузка­ ми оказывается близкой к году.

Реактор ВВЭР-1000 имеет возможность работать в цикле с дву­ мя перегрузками за кампанию, обеспечивая выжигание урана с обо­ гащением 3,3% примерно до 27000 Мвт.сут/т, однако это ухудшает топливную составляющую стоимости электроэнергии на

10-15$.

51

Следует заметить, что выработанный к настоящему времени режим трех частичных перегрузок с годовым циклом нельзя счи­ тать удовлетворяющим дальнейшее развитие ВВЭР. Во-первых, уве­ личение количества перегрузок за кампанию до шести позволяет уменьшить топливную составляющую стоимости электроэнергии еще на 6-8%; во-вторых, при развитии масштаба атомной энергетики становится необязательным и даже неудобным привязывать пере­ грузку к летнему минимуму потребления. Важным требованием ос­ тается обеспечение максимального коэффициента нагрузки стан­ ции, во всяком случае - сведение до минимума времени холосто­ го простоя.

С другой стороны, длительность операций по собственно перегрузке даже для тех конструкций реактора, которые рассчи­ таны на перегрузку раз в году, включая расхолаживание и разо­ грев, разуплотнение и уплотнение реактора, все операции по сборке и разборке и по замене выгоревших кассет перегрузочной машиной,.не выходит за пределы 7-8 суток.

Весь этот опыт позволяет признать, что наиболее перспек­ тивным путем увеличения частоты перегрузок является усовершен­ ствование и упрощение существующих методов с доведением, в ка­ честве ближайшей задачи, длительности остановки станции для очередной частичной перегрузки до одной недели. В этих усло­ виях можно планировать перевод всех реакторов ВВЭР на режим с шестью частичными перегрузками за кампанию при полугодовом цикле.

52

1.2.3. удаддчеаае. цйВДййтдл.др9дааолйтедьдййти

ооттшj&wmmmz

Как уже подчеркивалось, для обеспечения оптимальных компо­ новочных и строительных решение увеличение мощности блока долж­ но сопровождаться увеличением мощности и производительности основного оборудования. Стремление уменьшать удельные капиталь­ ные затраты в серийных установках и рационально использовать производственные мощнооти заводов-изготовителей приводит к то­ му, что тенденция укрупнения оборудования приобретает самостоя­ тельный характер, вне связи с увеличением мощности блока. Элект­ рическая мощность АЭС, обеспечиваемая одной циркуляционной пет­ лей первого контура, включающей парогенератор и ГЦН, составляет:

Выше уже обращалось внимание на вынужденное несоответствие мощности блока и мощности петли в реакторной установке ВВЭР-440,

Более современный и экономичный вариант установки такого уровня мощности должен обслуживаться двумя петлями. Такая разработка

(ВВЭР-500) базируется на основное оборудование, создаваемое для реактора ВВЭР-1000.

53

Укрупнение оборудования безусловно требует существенного

повышения его надежности, а это в свою очередь позволяет перес­ мотреть некоторые основы, закладываемые в принципиальную схему

установки, компоновку оборудования и способы обеспечения ре­ монта.

Опыт, накопленный по всем установкам ВВЭР, позволяет рас­

считывать на такое повышение надежности и подтверждает целесо­ образность упрощений компоновочных решений и принципиальной схемы.

Напомним, что в первом реакторе ВВЭР каждая петля разме­

щается в отдельном боксе, который кроме того разделен на от­ дельные отсеки, выгораживающие основное оборудование: парогене­

ратор, насосы, задвижки. На втором блоке НВАЭС каждый бокс со­ держит по две петли, а блок ВВЭР-440 имеет объединенный бокс

с шестью петлями и с выгородкой ("палубой") для электроцривод-

ной части Щ Н и приводов главных задвижек. Такое изменение принципа компоновки не ухудшило условий обслуживания и не ока­ зало отрицательного влияния на надежность блока в целом.

Следующим шагом в создании простой и компактной установки должен стать отказ от главных запорных задвижек в петлях реак­

торных установок ВВЭР-1000 и ВВЭР-500. Головная установка

I

ВВЭР-1000 на 5-м блоке НВАЭС выполняется с задвижками на петлях,

что оправдано именно для первой установки, в которой полезно иметь дополнительные возможности маневрирования, ожидая пони­ женную надежность головных образцов оборудования в отличие от серийных. Подтверждением такой позиции может служить пп/т

освоения бессальниковых насосов на I-м блоке НВАЭС.

55

2)реакторная установка ВВЭР-440;

3)реакторные установки ВВЭР-1000 и ВВЭР-500.

Промежуточное место занимает реакторная установка ВВЭР-3 2-го блока НВАЭС. В этой установке были внедрены все основные усовер­ шенствования активной зоны, разработанные для серийного реактора средней мощности и использованные затем в установке ВВЭР-440. Что­ бы не задерживать практическую проверку этих решений, атомная электростанция и реакторная установка были укомплектованы в основ­ ном оборудованием, разработанным для 1-го блока и рассчитанным практически на те же параметры.

Второе поколение реакторных установок ВВЭР было положено в основу первой крупной серии атомных электростанций, поскольку их удовлетворительные экономические показатели сделали эти станции вполне конкурентоспособными со станциями на обычном топливе прак­ тически во всех районах европейской территории Союза.

Основные показатели АЭС трех поколений сравниваются ниже в таблице 1.2-4. Там же приведены показатели трех американских уста­ новок: первой промышленной электростанции "Янки-I", головной стан­ ции средней мощности "Сан-Онофр" и типовой установки фирмы "Вестин-

гауз" мощностью 1165 Мвт.эл.(нетто). Можно видеть, что характери­ стики активных зон отечественных реакторов находятся на уровне зарубежных или опережают их.Первый блок НВАЭС в год его пуска был самой мощной атомной электростанцией в мире. Обращает на себя вни­ мание тот факт, что зарубежные станции используют турбогенераторы значительно большей мощности, что позволяет реализовывать монобло­ ки реактор - турбина.