/
Text
Федеральное государственное унитарное предприятие
ПРОЕКТ РЕАКТОРА НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
Г1РОЕК1 РЕАКТОРА БН-800
ATOMS И
шж
ПРОЕКТ АЭС С БН-800
3
5
6
7
9
12
13
14
16
23
СОДЕРЖАНИЕ
ВВЕДЕМ 1Е
АТОМНАЯ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЯ НОВОГО ПОКОЛЕНИЯ С БН-800
ОБЩЕЕ ОПИСАНИЕ ПРИНЦИПИАЛЬНОЙ ТЕПЛОВОЙ СХЕМЫ АЭС с БН-8-.0
РЕАКТОР БН-8.0
ПРОЕКТНЫЕ РЕШЕНИЯ СИСТЕМ БЕЗОПАСНОСТИ АЭС С БН-800
СХЕМЫ ОБРАЩЕНИЯ с РАО на АЭС с БН-800
ЗАЩИТА АЭС ОТ ВНЕШНИХ ВОЗДЕЙСТВИЙ
РАДИАЦИОННОЕ ВОЗДЕЙСТВИЕ АЭС С БН-800
СОВРЕМЕННОЕ СОСТОЯНИЕ ПРОЕКТА
УСЛУГИ ИНСТИТУТА АЭП
Федеральное государственное унитарное предприятие «Санкт-Петербургский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт «Атомэнергопроект» занимается проектированием тепловых электростанций с 1929 г., атомных — с 1951г.
191036, Санкт-Петербург, Суворовский пр., д. 2-а Тел.: (812)717-2196, Факс: (812)818-6667(68)
Телетайп: АТ: 122734 АЭП, E-maiL: info@spbaep.ru, www.spbaep.ru Телеграфный адрес: Санкт-Петербург, 36 АЭП
пипа:
I РкАКЮНА ЬТГВПП
ЯОИЭЕ
ПЖ
BE
8©®
Введение
Роль БН-800 в развитии технологии быстрых реакторов
На современном этапе развития технологии БН (перспектива на ближайшие 10-15 лет) сооружение IV блока БАЭС с реактором БН-800 имеет важное значение в следующих направлениях: ♦ Дальнейшая отработка вопросов повышения безопасности.
♦ Демонстрация возможности повышения конкурентоспособности технологии.
♦ Отработка элементов замкнутого топливного цикла для перспективной ядерной энергетики и технологической поддержки нераспространения.
♦ Эффективная реализация программы утили
зации оружейного плутония с применением перспективной ядерной технологии, территориально локальной, существенно уменьшающей риск, связанный с переходом действующих реакторных установок на новое для них МОХ-топливо.
♦ Решение энергетических проблем региона.
Ниже изложены основные пути реализации вышеупомянутых направлений развития технологии БН.
БН-800 как база для дальнейшего развития технологии БН в области безопасности и конкурентоспособности
Проект реактора БН-800 наследует все основные принципиальные технические решения, которые были реализованы в реакторе БН-600 и, следовательно, наследует весь тот многолетний опыт, который был накоплен при эксплуатации реактора БН-600. В то же время в проект РУ БН-800 введены принципиально новые решения, направленные на дальнейшее повышение уровня безопасности реакторов типа БН, а именно:
♦ дополнительная "пассивная" защита из трех гидравлически взвешенных в потоке натрия поглощающих стержней, падающих в активную зону при снижении расхода до 50% от номинального;
♦ система отвода остаточных тепловыделений через воздушные теплообменники, присоединенная к каждой из петель второго контура и также работающая на пассивном принципе;
♦ локализующее устройство для сбора и удержания фрагментов активной зоны в случае ее расплавления в запроектных авариях, предотвращающее попадание топлива на днище корпуса реактора и его выход за пределы первого контура. Повторная критичность в этом случае исключается;
♦ натриевая полость в верхней части ТВС активной зоны, выполненная для обеспечения НПЭР<|Зэфф. при использовании смешанного оксидного или нитридного топлива;
♦ пассивные устройства для разрыва "сифонов" при течах натриевых трубопроводов первого контура, выходящих за пределы корпуса реактора.
В результате этих мероприятий реактор получил высокую устойчивость к запроектным авариям. В связи с этим реальный опыт по усовершенствованным системам безопасности на примере действующего реактора БН-600 будет являться важным этапом развития технологии БН.
Использование таких новых технических решений, как увеличение мощности реактора с 1470 МВт (тепл.) в БН-600 до 2100 МВт (тепл.) в БН-800 в практически неизменном корпусе реактора, использование паро-парового промперегрева пара, усовершенствование и сокращение числа вспомогательных систем и т. д. привело к существенному снижению удельной металлоемкости проекта (с 4.3 т/МВт (тепл.) в БН-600 до 2.7 т/МВт (тепл.) в БН-800), т. е. к повышению конкурентоспособности БН.
Роль БН-800 в реализации топливного цикла быстрых реакторов и утилизации оружейного плутония
В таблице 1 представлены возможные сценарии реализации топливного цикла АЭС с учетом готовности той или иной топливной технологии. В настоящее время в России имеется существенный опыт по разработке и испытанию ТВС с МОХ-топливом. В связи с этим предпочтительным является организация первых загрузок в активной зоне на основе МОХ в открытом топливном цикле. В этом режиме возможна эффективная утилизация оружейного плутония. Так реактор БН-800 совместно
с реактором БН-600, использующим 100% МОХ-топливо, способен осуществить программу перевода оружейного плутония в стандарт отработанного топлива с темпом до 3 т/год. При этом возможный риск недовыработки электрической энергии на АЭС, связанной с утилизацией оружейного плутония, на одном блоке БН-800 неизменно меньше, чем если в процесс утилизации будет задействована значительная часть парка действующих реакторов ВВЭР-1000.
Немаловажным фактором также является размещение реактора БН-800 на площадке Белоярской АЭС вблизи ПО "Маяк", что значительно сокращает транспортные маршруты с оружейным плутонием, исключает перевозку топлива на его основе по густонаселенным регионам европейской части страны, обеспечивает эффективный контроль за ним и, в конечном счете, это обеспечивает высокий уровень безопасности и нераспространения.
Поскольку процесс утилизации оружейного плутония предусматривается осуществлять за счет "внешних” средств, то разумная договоренность с США и другими партнерами по их долевому участию в сооружении БН-800 и, особенно, в сооружении необходимых предприятий топливного цикла могла бы способствовать решению всего комплекса проблем, стоящих перед Минатомом в этом направлении.
БН-800 и демонстрация возможностей реакторной технологии и ее топливного цикла, удовлетворяющей требованиям экологии и нераспространения
Имеющийся в России практический опыт по переработке экспериментальных ТВС реакторов БН-350 и БН-600 на заводе РТ-1 может способствовать постепенному переводу БН-800 в закрытый топливный цикл как на МОХ-топливе (если в этом будет необходимость), так и на нитридном топливе (таблица 1).
Главная особенность замкнутого топливного цикла реактора БН-800 состоит в том, что образующиеся при его работе актиниды - плутоний и младшие актиниды (МА), в нем же и сгорают. При этом
в топливном цикле реактора в равновесном состоянии находится ~5 тонн плутония (~3 тонны в активной зоне и ~2 тонны во внешнем топливном цикле) и -200 кг МА. Если считать, что при хим переработке в отходы уйдет -1% (консервативный подход) трансактинидов, то в радио-активных отходах замкнутого топливного цикла реактора БН-800 будет ~25 кг МА. В этих оценках принято, что активная зона при кампании топлива равной 730 эфф. суток будет перерабатываться 20 раз за срок службы реактора 40 лет.
Таблица 1. Сценарии реализации топливного цикла БН-800
СЦЕНАРИЙ ОСНОВНЫЕ ЗАДАЧИ
Открытый^ топливный цикл Отработка и реализация программы утилизации ex-w-Pu отработка технологии выжигания малых актинидов от тепловых реакторов (БН800 > 2 ВВЭР 1000)
Закрытый топливный ЦИКЛ Отработка технологии ЗТЦ без выделения МА и Ри (экология, нераспространение)
Закрытый топливный ЦИКЛ Комплексная отработка технических решений по вопросам безопасности, экологии, нераспространения
Для сравнения можно привести данные по отходам ВВЭР-1000, работающего в открытом топливном цикле на урановом топливе. Ежегодная выгрузка выгоревшего топлива из такого реактора составляет ~20 тонн. При этом количество МА в этих отходах составляет -20 кг За срок службы реактора ВВЭР-1000 (40 лет) количество МА в отходах составляет -800 кг. Сравнивая эти величины с реактором БН-800, с учетом приведения мощности последнего к реактору ВВЭР-1000, можно видеть, что имеется существенное отличие в количестве МА - приблизительно в 30 раз меньше.
Приведенные данные по утилизации МА характерны для разрабатываемых вариантов энергетического реактора БН-800 как со смешанным нитридным топливом, так и со смешанным оксидным топливом. Реактор БН-800 позволит начать
осуществлять выжигание младших актинидов наиболее простым способом, который состоит в том, что при изготовлении свежего топлива в него будет добавляться некоторое количество младших актинидов. Для более эффективной утилизации потребуется, конечно, разработка специализированной активной зоны с использованием, например, топлива без урана-238 на основе инертной матрицы.
Кроме того, ввод в действие реактора БН-800 с использованием энергетического плутония, накопленного на комбинате "Маяк”, способствовал бы решению экономических и особенно, экологических вопросов, связанных с хранением указанного плутония.
1^1
Атомная электростанция нового
ПОКОЛЕНИЯ С БН-800
В проекте энергоблока БН-800 Белоярской АЭС использованы основные научно-технические и конструктивные решения, эксплуатирующегося энергоблока БН-600, подтвержденные его более чем 20 летней эксплуатацией и хорошими эксплуатационными характеристиками (КИУМ 80% при КПД-42%).
Энергоблок с реактором БН-800 предназначен в основном для выработки электроэнергии и производства тепла. Режим работы энергоблока в энергосистеме - базисный.
Характеристики и физические особенности реактора БН-800 определяют многоцелевой характер его использования, а именно как:
❖ энергетического источника электроэнергии и тепла;
❖ потребителя, а при необходимости, и наработ-
❖ достижение требуемых современными российскими нормами показателей безопасности АЭС;
❖ учет международных тенденций повышения безопасности для АЭС с реакторами на быстрых нейтронах;
❖ максимальное использование апробированных опытом эксплуатации технологий и оборудования;
❖ повышение экономических показателей блока, снижениекапиталовложений в строительстве.
В разработке проекта принимали участие:
❖ СПбАЭП - Генеральный проектировщик АЭС.
❖ ОКБМ - Главный конструктор реакторной установки.
❖ РНЦ ФЭИ - Научный руководитель реакторной установки и проекта АЭС в части ядерной и
ОБЩИМ ВИД АЭС С РЕАКТОРОМ БН-800
чика плутония;
❖ переработчика долгоживущих трансурановых элементов, накапливающихся в отработавшем ядерном топливе реакторов всех типов;
❖ наработка изотопной продукции.
Такие комплексные свойства не могут быть обеспечены в реакторных установках других типов.
Оборудование реактора и систем, связанных с обращением со сборками, содержащими изотопы и трансурановые элементы, спроектировано исходя из условия реализации указанных функций.
При разработке проекта АЭС с БН-800 были успешно решены задачи, отвечающие современному уровню развития ядерной энергетики:
радиационной безопасности.
❖ БАЭС - эксплуатирующая организация энергоблоков БН-600 и 800.
❖ Другие российские проектно-конструкторские организации, имеющие большой опыт работы в атомной энергетике.
ОБЩЕЕ ОПИСАНИЕ ПРИНЦИПИАЛЬНОЙ ТЕПЛОВОЙ СХЕМЫ АЭС С БН-800
Энергоблок состоит из реакторной установки на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем и одной турбоустановки.
Особенностью реакторной установки типа БН является интегральная компоновка первого контура, когда основное оборудование и активный теплоноситель первого контура сосредоточены в баке реактора.
Тепловая схема энергоблока с реактором БН-800 - трех контурная.
вход ГЦН-1. Натрий второго контура, нагретый в ПТО данной петли до температуры 505° С, поступает в модульный ПГ. где генерирует и перегревает пар.
Сепарация и промежуточный перегрев пара, отработавшего в цилиндре высокого давления турбины, осуществляется в СПП.
Для исключения попадания радиоактивного натрия первого контура во второй контур давление натрия второго контура принято выше давления натрия первого контура.
Тепловая схема
Первый контур включает три петли, каждая из которых имеет главный циркуляционный насос (ГЦН-1), управляемый обратный клапан и два промежуточных теплообменника (ПТО). Второй контур (промежуточный) также включает три петли, каждая из которых состоит из двух ПТО, модульного парогенератора (ПГ), буферной емкости, ГЦН-2 и трубопроводов. Теплоносителем в промежуточном втором контуре является натрий. Третий контур (паро-водяной) состоит из трех секций модульного ПГ и одного турбоагрегата.
ГЦН-1 каждой петли подает натрий в напорную камеру реактора и далее в тепловыделяющие сборки (ТВС) активной зоны и зоны воспроизводства, а также на охлаждение корпуса реактора, нейтронной защиты и внутрибаковой биологической защиты. Натрий, нагретый в активной зоне реактора до температуры 547°С, поступает в ПТО каждой петли, где передает тепло натрию второго контура, и возвращается на
Проектом предусматривается поддержание разности давлений в контурах как за счет создания соответствующего давления в газовых полостях контуров, так и за счет компоновки оборудования.
Перед заполнением натриевые контуры вакуумируются, заполняются инертным газом (аргоном) и разогреваются. Разогрев реактора производится горячим газом с помощью систем газового разогрева, остального оборудования и трубопроводов - с помощью электрообогрева до 250°С.
Конденсатор турбины охлаждается водой из водохранилища.
РЕАКТОР БН-800
Реактор БН-800 имеет интегральную (баковую) компоновку оборудования первого контура.
Корпус реактора представляет собой бак цилиндрической формы с-торо-конусно-сфери-ческим днищем и конусной крышей. В средней части днища корпуса соединение его конусной и сферической частей осуществляется через кольцо, которым корпус через опорный узел (вкладыши и кольцо страховочного корпуса) опирается на обечайку, приваренную к фундаментной опоре шахты. На кольцо установлен опорный пояс коробчатого типа, являющийся основной силовой конструкцией внутри корпуса реактора. Опорный пояс рассчитан на восприятие нагрузки от напорной камеры с коллекторами, первичным отражателем и сборками активной зоны; боковой и нижней первичной защиты; тепловых экранов корпуса; шести промежуточных теплообменников; трех циркуляционных насосов первого контура. Насосы первого контура и промежуточные теплообменники смонтированы в
цилиндрических стаканах, установленных на опорном поясе, в верхней части корпуса реактора имеется соответственно шесть патрубков для установки теплообменников и три патрубка для насосов. Разность температурных перемещений между фланцами опорных стаканов насосов и теплообменников и патрубков корпуса реактора воспринимается сильфонными компенсаторами. Стенки корпуса реактора имеют принудительное охлаждение "холодным" натрием из напорной камеры. Биологическая защита состоит из цилиндрических стальных экранов, стальных болванок и труб с графитовым заполнителем.
Корпус реактора заключен в страховочный корпус. Разность температурных перемещений между корпусами в местах их объединения компенсируется сильфонами на горловинах и тором на конусной крыше корпуса реактора. Верхняя часть корпуса реактора служит опорой для поворотных (большой, средней и малой)пробок.
1. Корпус 2. Страховочный корпус 3. Активная зона 4. Напорная камера 5. Локализующее устройство 6. Шахта 7. Главный циркуляционный насос 8. Верхняя неподвижная защита 9. Большая поворотная пробка 10. Центральная поворотная пробка 11. Защитный колпак 12. Механизм перегрузки 13. Малая поворотная пробка 14. Промежуточный теплообменник
ХАРАКТЕРИСТИКА АЭС С БН-800
Характеристика Значение
Основные характеристики энергоблока
Расчетный срок службы 40 лет
Номинальная тепловая мощность 2100 МВт
Номинальная электрическая мощность 864 МВт
Коэффициент полезного действия энергоблока, нетто 39,35 %
Годовой отпуск электроэнергии с шин энергоблока 5522 Млн. кВт/час
Эффективное число часов использования номинальной мощности 7000 час/год
Расход электроэнергии на собственные нужды АЭС 7.4% ..
Отпуск тепла потребителям вне АЭС 83 МВт
Основные параметры активной зоны
Время работы реактора на номинальной мощности между перегрузками МО суток
Время перегрузки 14...17 суток
Топливный материал: (активной зоны/зоны воспроизводства) PUO2-UO2/ обедненный UO2
Максимальное количество ТВС и управляющих стержней, выгружаемых за одну перегрузку 229 штук
Среднее выгорание топлива 66 МВт-сут/кг
Средняя удельная энергонапряженность активной зоны 430 кВт/л
Оновные характеристики первого контура. Теплоноситель -жидкий натрий
Число петель первого контура 3 петли
Температура теплоносителя первого контура (на входе в акт. зону/на выходе из акт. зоны) 354/547°C
Расход теплоносителя первого контура (на три петли) 31920 тонн/час
Масса теплоносителя в реакторе 910 тонн
Давление в газовой полости реактора 0,054 МПа
Радиоактивность натрия первого контура ЮЮ^БК/час
Характеристика Значение
Основные характеристики второго контура. Теплоноситель -жидким натрии
Число петель второго контура 3 петли
Температура теплоносителя второго контура (на входе в ГГГО /на выходе из ПТО) 1 309/505°С
Расход теплоносителя в каждой петле второго контура 11500 тонн/час
Давление в газовой полости буферной емкости 0,35 МПа
Радиоактивность натрия второго контура 3,7x10 БК/час
Основные характеристики третьего контура. Теплоноситель - пар, вода
Число петель третьего контура 3 петли
Тип парогенератора секционный модульный
Количество секций в парогенераторе 10
Паропроизводительность одного парогенератора 792,0 тонн/час
Давление перегретого пара 14,0 МПа
температура перегретого пара 490°С
Температура питательной воды 211°С
Турбоагрегат К-800-130/3000 1
Конструктивные схемы турбины цвд+зцнд
Расход перегретого пара 3170.0 тонн/час
Температура перегретого пара 485.0°С
Температура пара после промперегрева 250,0 °C
Мощность в конденсационном режиме 880.0 МПа I
Номинальное напряжение генератора 24 кВ 1
Охлаждение обмотки ротора и сердечника статора вода !
ПРОЕКТНЫЕ РЕШЕНИЯ СИСТЕМ БЕЗОПАСНОСТИ АЭС с БН-800
Проект АЭС с БН-800 базируется на критериях безопасности, содержащихся в нормативно-технической документации, действующей в России.
Кроме нормативов России в проекте учтены и рекомендации МАГАТЭ.
В основу обеспечения безопасности в проекте АЭС с БН-800 заложен принцип глубокоэше-
лонированной защиты - применение системы барьеров на пути распространения ионизирующих излучений и радиоактивных веществ в окружающую среду, и системы технических и организационных мер по защите барьеров и сохранению их эффективности непосредственно для защиты населения.
ЗАЩИТНЫЕ БАРЬЕРЫ
ВЫХОД РАДИОАКТИВНОСТИ ИЗ РЕАКТОРА
ПРЕДОТВРАЩАЕТСЯ ПЯТЬЮ ПОСЛЕДОВАТЕЛЬНЫМИ
БАРЬЕРАМИ — ПРИНЦИП ЭШЕЛОНИРОВАННОЙ ЗАЩИТЫ
БН-800
1-й барьер
ТОПЛИВНАЯ ТАБЛЕТКА
2-й барьер
ЗАЩИТНЫЙ КОЛПАК НАД ПОВОРОТНЫМИ ПРОБКАМИ
поддон для УДЕРЖАНИЯ ФРАГМЕНТОВ ТОПЛИВА В ГИПОТЕТИЧЕСКОМ СЛУЧАЕ РАЗРУШЕНИЯ АКТИВНОЙ ЗОНЫ
ОБОЛОЧКА
-"'ТВЭЛ
3-й барьер
КОРПУС РЕАКТОРА
4-й барьер
СТРАХОВОЧНЫЙ КОРПУС
5-й барьер
БЕТОННАЯ ШАХТА, ОБЛИЦОВАННАЯ СТАЛЬЮ
АКТИВНАЯ ЗОНА
Накопленный опыт НИОКР и опыт эксплуатации быстрых реакторов с натриевым теплоносителем указывает на следующие, безусловно подтвержденные свойства внутренне присущей безопасности:
♦ Устойчивая отрицательная обратная связь по мощности и температуре, определяемая отрицательными значениями температурного и мощностного эффектов реактивности; отсутствие отравления реактора после его останова.
♦ Незначительные изменения пространственного распределения нейтронных потоков в процессе нормальной эксплуатации и динамических режимах при возмущениях по входным параметрам (температура и расход теплоносителя, реактивность); исключительная простота управления реактором.
♦ Очень слабое коррозийное воздействие натрия на конструктивные материалы реактора.
♦ В корпусе реактора давление близко к атмосферному. В то же время температура кипения натрия при этом примерно на 300 °C превышает максимальную температуру теплоносителя в наиболее напряженной сборке.
♦ Разгерметизация трубопроводов первого контура любого размера в полностью интегральном реакторе не приводит к ядерноопасным авариям.
♦ Большая теплоемкость первого контура реактора. Расчеты, подтвержденные прямыми экспериментами на БН-350 и БН-600, показывают, что в условиях полного прекращения теплоотвода от первого контура после срабатывания аварийной защиты рост средней температуры натрия в первом контуре реактора не превышает 30°С/час. С учетом большого запаса до температуры кипения натрия это дает ре-
©00
зерв времени для принятия мер по ограничению последствий данной запроект-ной аварии.
♦ Незначительное уменьшение коэффициента теплоотдачи натрия при переходе в режим естественной циркуляции.
♦ Эффективная естественная циркуляция, обеспечивающая отвод остаточного тепловыделения от активной зоны при потере принудительных источников циркуляции.
В проекте блока дополнительно к вышеперечисленным свойствам внутренне присущей безопасности и самозащищенности быстрых реакторов реализованы следующие меры:
♦ внедрение в проект реактора активной зоны с нулевым значением натриевого пустотного эффекта реактивности, параметры которой обоснованы многолетними расчетными и экспериментальными исследованиями, в том числе и на БФС,
♦ внедрение в проект реактора специальных технических устройств, самопроизвольно (без вмешательства автоматики) ограничивающих максимальный интегральный вылив натрия 1 -го контура при гильотинном разрыве внешних трубопроводов вспомогательных систем, не имеющих страховочного кожуха;
♦ разработка в составе проекта РУ пассивно срабатывающих стержней аварийной защиты (ПАЗ) в авариях с потерей принудительного расхода; конструкция полномасштабного макета этого органа была испытана на водяном стенде;
♦ разработка в составе проекта поддона для улавливания и охлаждения расплавленного топлива в гипотетических ситуациях;
♦ разработка в составе проекта высокоэффективной системы защиты парогенератора.
АВАРИЙНАЯ ОСТАНОВКА РЕАКТОРА
ГЛУШЕНИЕ РЕАКТОРА ОСУЩЕСТВЛЯЕТСЯ ПОГЛОЩАЮЩИМИ НЕЙТРОНЫ 12-Ю СТЕРЖНЯМИ АВАРИЙНОЙ ЗАЩИТЫ (9 АКТИВНЫХ И 3 ПАССИВНЫХ)
ПРИВОД — Э/МЕХАНИЧЕСКИЙ СРАБАТЫВАЕТ ПО СИГНАЛУ АЗ
УДЕРЖИВАЕТСЯ ПОТОКОМ Na СРАБАТЫВАЕТ ПРИ ОСТАНОВКЕ НАСОСОВ
Глушение реактора осуществляется двенадцатью стержнями аварийной защиты, поглащающими нейтроны (9 активных и 3 пассивных).
Г0МЭНЕРГППРиЕК1. (Itb
СИСТЕМА ЗАЩИТЫ ПАРОГЕНЕРАТОРА
СИСТЕМА ЗАЩИТЫ ПАРОГЕНЕРАТОРА
О парогенератор включает 10 секций (каждая состоит из модулей испарителя "1” и перегревателя “2”) система контроля водорода *Н” реагирует на предельно низкие величины протечек: 0.03 гУсек
пассивные средства защиты
ГОРЯЧИЙ Na ИЗ ПТС
ТУРБИН^
X ПИТАТЕЛЬНАЯ В
гредохранителъные клапаны ‘3
мембранные разрьвн
устройства ‘4’’
О ИНЕРТНЫЙ ГАЗ
БАК АВАРИЙНОГО СБРОСА I СТУПЕНИ
5^3
БУФЕРНАЯ i-i-O
ЕМКОСТЬ f Д I I
к насосу! )
2 КОНТУРа\^^^Х бак СБРОСА ___________J II СТУПЕНИ
Алгоритм работы системы защиты
при течи воды/пара в натрий секция отсекается
пароводяная среда из аварийной секции сбрасывается (предохранительный клапан “З”) в атмосферу
продукты взаимодействия и натрий сбрасываются в баки аварийного сброса
дефектная секция заполняется инертным газом
Данная система разработана в составе проекта аварийная система расхолаживания реактора через воздушные теплообменники, подключенные к основным натриевым трубопроводам второго контура. Система имеет в своем составе три независимых канала, каждый канал имеет 100% про извод ител ьность.
Характеристики надежности и безопасности
блока были подтверждены вероятностным анализом безопасности в составе технического проекта. Документ содержит, в частности, анализ более 30 аварийных ситуаций (включающих расмотрение более 1000 последовательностей их прохождения). Показано, что результирующая вероятность разрушения активной зоны менее 7x10 е 1/год.
СИСТЕМА АВАРИЙНОГО РАСХОЛАЖИВАНИЯ РЕАКТОРА
СХЕМЫ ОБРАЩЕНИЯ с РАО на АЭС с БН-800
Схема обращения с твердыми отходами
Схема переработки сточных вод 4 блока Белоярской АЭС
РАДИ ОАКТИ ВН Ы Е Н ЕРАДИ ОАКТИ ВН Ы Е
ю
ЗАЩИТА АЭС ОТ ВНЕШНИХ ВОЗДЕЙСТВИЙ
Ветровые нагрузив :
Связанные с безопасностью компонен- ; ты разработаны с учетом ветровой нагрузки при скорости ветра 44 м/с на высоте 10 м. Экстремальное ветровое , давление, принятое в проекте W0=0, 56 • кПа. Смерч второго класса по шкале • Fujita с вероятностью 0,00000018 *
: Падение самолета
Проектом АЭС предусматривается возможность падения • самолета, летящего со скоро-I стью 360 км/час и массой 5,7 • тонны. •
Сейсмические нагрузки
АЭС разработана с учетом землетрясения с максимальным горизонтальным ускорением на уровне земли, равным 0,1 g
, : Внешние взрывы
.* ; , ; Компоненты АЭС, связанные с ,• безопасностью, разработаны с учетом ударной волны, выз-
*• • •ванной внешним взрывом.
*, • . Давление во фронте ударной
•J • волны принято равным 10 kPa. J продолжительность стадии сжатия 1 с.
Снеговая и ледовая нагрузка
Пиковая (экстремальная) снеговая нагрузка, принятая в проекте, равна 0.2 kPa.
РАДИАЦИОННОЕ ВОЗДЕЙСТВИЕ АЭС С ЭНЕРГОБЛОКОМ БН-800 НА НАСЕЛЕНИЕ ПРИ РАЗЛИЧНЫХ УСЛОВИЯХ ЭКСПЛУАТАЦИИ
ПРИ НОРМАЛЬНОЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ
Опыт эксплуатации действующих энергоблоков с БН показывает, что уровень радиационного воздействия от поступления в окружающую среду нуклидов с газоаэрозольными выбросами и сбросными водами станций не превышает 1% от предела среднегодовой дозы, установленного тре
бованиям надзорных органов. Проектом подтверждается, что на АЭС с БН-800 выбросы и сбросы нуклидов в течение нормальной эксплуатации будут меньше, чем выбросы и сбросы действующих АЭС с БН-350 и БН-600
ДЛЯ ОЖИДАЕМЫХ ЭКСПЛУАТАЦИОННЫХ НАРУШЕНИИ
В проекте АЭС с БН-800 газоаэрозольные выбросы и сбросы при эксплуатационных нарушениях, вызванных отказами или ошибками управления, ограничены и/или снижены системами контроля и системами обращения с отходами АЭС до контрольных уровней, установленных проектом.
В связи с этим ожидаемые эксплуатационные нарушения не приводят к превышению предельных индивидуальных для населения, отвечающих требованиям нормативов для нормальной эксплуатации (ниже 0,1 МЗВ в год).
ПРИ ПРОЕКТНЫХ АВАРИЯХ
Действующими нормативами основной годовой дозовый предел для населения при протекании проектных аварий установлен равным 5 МЗВ.
Проектом показано что при протекании наиболее серьёзной проектной аварии для БН-800 доза-риск населения составляет 0,1 МЗВ, что значительно меньше допустимого нормативами.
ПРИ ЗАПРОЕКТНЫХ АВАРИЯХ
Нормативами предусмотрен верхний предел в 500 МЗВ при достижении которого требуется отселение населения за границы санитарно-защитной зоны (СЗЗ) АЭС радиусом 3 км.
Проектом показано, что при прохождении наиболее тяжелой запроектной аварии с вероят
ностью выброса выше 107 1/Год основной годовой дозовый предел для населения составляет не выше 23 МЗВ, что не представляет угрозы для дальнейшего проживания населения в районе аварийного энергоблока.
ПРИ ЗАПРОЕКТНЫХ ГИПОТЕТИЧЕСКИХ АВАРИЯХ
В проекте проанализированы сценарии запроектных гипотетических (невозможных) аварий и показано, что при выбросе, сопутствующем наиболее тяжелой по последствиям аварии, с вероятностью
выброса ниже 1071/Год, годовой дозовый предел для населения, на границе СЗЗ, составит не более 160 МВЗ, что не требует введения планов защитных мероприятий
1Д
ДОЗА-РИСК ДЛЯ ЛИЦ ИЗ НАСЕЛЕНИЯ НА ГРАНИЦЕ СЗЗ БАЭС (3 км) ПРИ ЭКСПЛУАТАЦИИ БН-800
- нормальная эксплуатация
- наиболее серьёзная проектная авария
- наиболее тяжёлая запроектная авария с вероятностью выброса выше 1071 /год
- запроектная гипотетическая авария с вероятностью выброса ниже 10'1 /год
- область пренебрежимого риска <10'1 /год
СОВРЕМЕННОЕ СОСТОЯНИЕ ПРОЕКТА
В разработке проекта принимали участие:
❖ ФГУП «СПбАЭП» - Генеральный проектировщик АЭС;
❖ ОКБМ им. И.И. Африкантова - Главный конструктор реакторной установки;
❖ ФГУП «ГНЦ РФ ФЭИ» - Научный руководитель;
Основные этапы разработки и лицензирования проекта:
❖ 1984 г. - разработан технический проект энергоблока БН-800;
❖ 1985 г. - согласование Госатомнадзором СССР технического проекта энергоблока, начало работ по сооружению:
❖ 1989-1993 г. - экологическая экспертиза, экспертизы Госплана, Госсанннадзора, Госпожнадзора, Минэкономики;
❖ 1990 г. - экспертиза комиссии Академии наук СССР;
❖ 1993 г. - доработка проекта в соответствии с новыми нормативными требованиями (ОПБ-88 и ПБЯ РУ АС-89) и с учетом замечаний комиссии АН СССР;
❖ 1994-1997 г. - экспертиза Госатомнадзора Российской Федерации;
❖ 1997 г. - выдача лицензии Госатомнадзором Российской Федерации на сооружение № ГН-02-101-0007 от 26.12.1997 г.;
❖ 2003 г. - продлена лицензия на сооружение по 2009 г.
Белоярская АЭС
❖ ОКБ «Гидропресс» - Главный конструктор парогенератора;
❖ АО Л М3 - Поставщик и разработчик турбоустановки;
❖ ОАО «Электросила» - Поставщик и разработчик турбогенератора.
LO3
Основы модернизации проекта АЭС с БН-800:
❖ Условия действия лицензии Госатомнадзора РФ по проекту АЭС с энергоблоком БН-800.
❖ Изменение нормативной базы.
❖ ТЗ на доработку главного корпуса с учетом замечаний экспертизы ГАН и для улучшения технико-экономических показателей энергоблока.
❖ Опыт эксплуатации АЭС с БН-600.
Цели модернизации:
1. Выполнение условий действия лицензии ГАН.
2. Улучшение ГЭП:
❖ повышение мощности блока:
❖ уменьшение физических объемов главного корпуса;
❖ оптимизация технологических систем с применением современного оборудования.
3. Повышение безопасности:
❖ повышение сейсмоустойчивости блока;
❖ усиление устойчивости к внешним воздействиям техногенного характера;
❖ повышение пожаробезопасности и пожаростой-кости.
Модернизацией были затронуты следующие части проекта:
❖ тепломеханическая и транспортно-технологическая;
❖ системы вентиляции;
❖ противопожарные системы;
❖ электротехническая;
❖ архитектурно-строительная.
Тепломеханическая и транспортно-технологическая части:
❖ Изменена компоновка оборудования С АРХ с ВТО. Уменьшена высота труб с 150 до 106 м.
❖ В системе натрия I контура отказались от установки ловушек цезия.
❖ Изменена система охлаждения бассейна выдержки, что позволило отказаться от трубных проходок через стены бассейна.
❖ Система охлаждения ГЦН переведена с водяного на воздушное.
❖ Обоснована возможность эксплуатации РУ БН-800 до 40 лет.
❖ Применена турбина с тремя цилиндрами низкого давления, вместо двух, что позволило повысить мощность блока до 880 МВт.
❖ Изменена схема вывоза отработавшего топлива из бассейна выдержки.
Системы вентиляции:
Проект 1997 г. Модернизированный проект 1998-2004 гг.
Количество вентиляционных систем 149 Количество вентиляционных систем 74
Использован ряд новых решений, обеспечивающих:
* большую надежность работы систем;
❖ большую пожарную безопасность здания;
❖ снижение металлоемкости систем и площадей, занимаемых вентиляционным оборудованием;
❖ снижение потребляемой электрической мощности.
Противопожарные системы:
❖ Учет всех вновь вышедших норм и правил.
❖ Построение концепции противопожарной защиты на основе анализа всех компонентов энергоблока с учетом их пожароопасности.
❖ Создание единой системы контроля и управления противопожарной защиты.
Электротехническая часть:
❖ Увеличена номинальная мощность генератора до 890 МВт.
❖ В системе надежного питания нормальной эксплуатации установлены два блочных дизель-генератора общей мощностью 6000 кВт.
❖ В системе аварийного электроснабжения установлены три дизель-генератора мощностью 3000 КВт напряжением 6 кВ вместо ранее установленных мощностью 5600 кВт.
❖ Расход на собственные нужды сократился на 10 МВт.
Архитектурно-строительная часть:
❖ Строительная часть АЭС разработана с учетом землетрясения (MP3) интенсивностью 7 баллов по шкале MSK - 64.
❖ Компоненты АЭС, связанные с безопасностью, спроектированы с учетом ударной волны, вызванной внешним взрывом. Давление во фронте ударной волны принято равным 10 кРа, продолжительностью стадии сжатия 1сек.
❖ Величина ветровой нагрузки принята, исходя из скорости ветра, 44 м/с на высоте 10 м.
❖ Учитываются нагрузки от смерча F2 по шкале Fujita.
❖ Проектом предусматривается падение самолета массой 5,7 т, летящего со скоростью 360 км/ч.
❖ Сокращение объема главного корпуса на 30 %.
Основные технические характеристики проекта БН-800 в сравнении с проектом БН-600
БН-600 БН-800
Тепловая мощность 1470 МВт 2100 МВт
Электрическая мощность 600 МВт 880 МВт
Компоновка реактора Интегрального типа с нижним опиранием корпуса То же
Размеры корпуса реактора -диаметр -высота 12,86 м 14,70 м 12,90 м 16,41 м
Удельная металлоемкость РУ 4,3 т/МВт (тепл.) 2,7 т/МВт (тепл.)
Количество петель теплоотвода 3 То же
Количество турбогенераторов 3 1
Конструкция активной зоны Традиционная компоновка ПЭР отрицателен, так как используется урановое топливо Компоновка с верхней натриевой полостью для обеспечения неположительного ПЭР при использовании смешанного топлива (принцип компоновки сохраняется при переходе от МОХ-топлива к нитридному топливу)
Система остановки Две независимые системы: АЗ и КС То же и дополнительная пассивная АЗ с гидравлическими взвешенными стержнями
Система аварийного расхолаживания Три петли системы нормального теплоотвода То же и дополнительная система из трех петель с ВТО
Система локализации топлива в аварии с плавлением активной зоны Специальная система отсутствует, движение расплава ограничивается впутрикорпусными конструкциями реактора Устройство «Поддон», облицованное молибденом
Штатный коэффициент 1,6 чел/Мвт 0,85 чел/Мвт
Энергоблок состоит из реакторной установки с быстрым натриевым реактором и турбоустановки.
Первый контур состоит из реактора интегральной (баковой) компоновки и вспомогательных систем.
Теплоноситель первого контура - натрий.
Второй контур - нерадиоактивный, состоит из трех петель, в состав которых входят: ❖ промежуточный теплообменник;
циркуляционный насос;
секционный парогенератор;
САРХ ВТО.
Теплоноситель второго контура - натрий.
Третий контур включает в себя:
паровую турбину;
генератор, монтируемый на общем фундаменте с турбиной.
Принципиальная тепловая схема энергоблока с реактором БН-800
1. Реактор 2. САРХ ВТО (система аварийного расхолаживания)
3. Парогенератор 4. Турбина 5. Деаэратор 6. Генератор
5
Поперечный раэреэ реакторного отделения главного корпуса БН-800
Проектные аварии:
❖ нарушение охлаждения ТВС в активной зоне;
❖ нарушения охлаждения ТВС в тракте перегрузки;
❖ утечка радиоактивного газа из реактора;
❖ нарушение герметичности вспомогательного трубопровода первого контура на участке, не имеющем страховочного кожуха.
Запроектные аварии:
❖ полная потеря системного и надёжного электроснабжения (аварийная защита реактора срабатывает, система аварийного теплоотвода не функциони-рует);
❖ разгерметизация полным сечением натриевого трубопровода вспомогательной системы первого контура, не имеющего страховочного кожуха;
❖ разгерметизация полным сечением основного натриевого трубопровода второго контура;
❖ образование водороде воздушной смеси в боксе парогенератора;
❖ нарушение системного и надёжного энергоснабжения АЭС с одновременным отказом всех органов управления реактивностью;
❖ пожар в центральном зале с поражением систем контроля и энергоснабжения;
❖ разгерметизация основного и страховочного корпусов и пожар в шахте реактора;
❖ падение самолёта на здание АЭС с реактором БН-800.
Сравнительная таблица техн и ко-экономических показателей энергоблоков БН-800 и ВВЭР-1 ООО в сопоставимых условиях
Наименование показателей Энергоблок БН-800 на площадке БАЭС Энергоблок ВВЭР-1000 (привязка проекта В-392 НВАЭС-2 К площадке БАЭС) АЭС (2хБН-800) на площадке БАЭС АЭС (2хБН-800) на площадке НВАЭС-2 АЭС (2хВ-392) на площадке НВАЭС-2
1. Номинальная электрическая мощность АЭС в конденсационном режиме, МВт. 880 1068 L 2x880=1760 2x880=1760 2x1088= 2136
2. Отпуск электроэнергии, млн кВт-ч 5700 7050 11420 11420 14100
3. Капиталоапшения в промстроительство АЭС в ценах 1991 г., млн. руб. 1430 1557 2302.2 1887,8 1996,5
4. Удельные капзатраты в промстроительство АЭС. руб./кВт3 Г 1625 1458 1308 1072 935
5. Соотношение удельных капзатрат руб./кВт„ 1,11 1 1,14 1
Реализация проекта БН-800 позволяет:
❖ произвести конкурентно-способную электроэнергию и теплоснабжение для нужд региона;
❖ осуществить воспроизводство делящихся материалов и замкнутый топливный цикл;
❖ выполнить радиационный баланс между захораниваемыми РАО и добываемым ураном (“сжигание" актиноидов” из ОЯТ);
❖ осуществить технически и экономически оправданную утилизацию оружейного плутония путем использования смешанного уран-плутониевого топлива или нитридного топлива;
❖ сохранить созданный научно-технический потенциал направления БН и мировое лидерство России в направлении освоенных ядерных технологий;
❖ поддержание высокого экспортного потенциала России на рынке АЭС.
❖ потеря системного электроснабжения с отказом аварийной защиты реактора;
1
Здание Реактора БАЭС 4 блок (UJA)
Выполнена проектно-сметная документация
Схема генплана
1. Здание реактора. 2. Здание турбины. 3. Здание спецкорпуса. 4. Здание блочной насосной. 5. Здание вспомогательного корпуса. 6. Котельная. 7. Здание административного корпуса. 8. Здание сборки корпуса реактора. 9. ОРУ.
Основные принципы и направления разработки коммерческого энергоблока с реактором БН-1800:
Разработка энергоблока с реактором БН-1800 базируется на следующих принципах:
❖ максимально возможное использование апробированных технических решений, реализованных в проектах реакторов БН-600 и БН-800;
❖ применение новых технических решений, повышающих безопасность и позволяющих обеспечить высокую экономичность установки.
Совершенствование экономических показателей и характеристик безопасности обеспечивается за счет прогресса в следующих направлениях:
❖ повышение мощности энергоблока и основного оборудования;
❖ повышение к.п.д. паросилового цикла до 45-47%; использование рабочего тела III контура на закритмческие давления;
❖ применение тепловой схемы с натриевым пром перегревом пара;
❖ повышение проектного срока службы энергоблока до 60 лет. Увеличение ресурса сменяемого оборудования в 1.5-2 раза по сравнению с достигнутым на БН-600;
❖ увеличение интервала между перегрузками до 1.5-2 лет и достижение КИУМ-0.9;
❖ полное интегрирование натриевых систем и оборудования первого контура в баке реактора;
❖ применение корпусных парогенераторов;
❖ исключение промежуточных барабанов хранения ТВС;
❖ использование систем безопасности, основанных на пассивном принципе действия;
❖ реализация экономичного топливного цикла, обеспечивающего высокую экологичность (сжигание МА) и технологическую поддержку режима нераспространения - исключение стадии топливного цикла с выделением плутония в чистом виде.
Сравнение проектных технико-экономических показателей энергоблока БН-1800 с показателями отечественных аналогов
Параметры БН-1800 ВВЭР-1500 ВВЭР-1000 (В-392)
Электрическая мощность единичного блока, МВт 1780 1470 1068
Срок службы, лет 60 50 40
Число часов использования установленной мощности, час/год 7896 7000 7000
Годовая выработка электроэнергии, ГВт?ч 14055 10290 7480
Расход электроэнергии на собственные нужды, % 4,6 5,7 5,8
Годовой отпуск электроэнергии с шин АЭС, ГВт-ч 13408 9700 7050
Удельная площадь промплощадки, м2/МВт 12,6 14,9 13,1
Удельные строительные объемы, м3/МВт 450 478 530
Удельный расход железобетона, мУМ'Вт 76 81,9 95,5
Металлоемкость оборудования, включая арматуру т/МВ 10,1 12,5 18,3
Удельные капвложения в промстроительство, руб/кВт 783,4 826,9 920.1
В том числе: главный корпус 538,7 378,3 500
Штатный коэффициент 0,35 0,32 0,51
Себестоимость электроэнергии, коп/кВтч 1,56 1,62 2,11
Принципиальная схема энергоблока БН-800
Условные обозначения
I контур
Трубопроводы контура
II контур
Трудопроводы контура
Воздухопровод
III контур
Трубопроводы питательной воды
Трудопроводы острого пара
Трубопроводы холодного промперегрева
Трубопроводы горячего промперегрева
Трубопроводы конденсата
Разрез главного корпуса энергоблока БН-1800 с одной турбоустановкой
пипа:
и ЕЕАКШРА ьк
Санкт-Петербургский научно-исследовательский и проектноконструкторский институт "Атомэнергопроект" предлагает свои услуги в выполнении следующих работ:
♦ научные исследования технологических процессов, включая аиаиизы различных режимов работы АЭС и работы по обоснованию безопасности;
4 комплексные проекты на всех стадиях проектирования атомных, теиновых, газотурбинных электростанций, промышиеииых и отопитеиьиых котеиьиых, эн гатехнологических установок по переработке сланца;
4 проектирование и конструирование стационарных объектов, предиазиачеиных для хранеиив вдериых материалов и хранеиив радиоактивных отходов (храиииищ радиоактивных отходов);
4 проекты башенных и веитнпвториых, испарительных и сухих градирен;
4 проекты внешних гидротехнических сооружений и систем технического водосиабжеиия электростанций и промышиеииых иредиривгнй;
4 проекты фундаментов турбоагрегатов и других механизмов с большими динамическими нагрузками;
4 проекты общественных н жилых зданий, складских помещений, мастерских;
4 проектирование автомобильных дорог н железных дорог.
Институт может обеспечить силами специаиизироиаиных организаций выиопиеиие изыскательских работ в экологических обоснований. Институт может окизать услуги по консультации и экспертизе проектов ио вышеуказанной тематике. Имештся все необходимые лицензии.
Качество проектной продукции веляется ключевой задачей, которая ставится перед коииективом Института, чтобы добиться иризиаиив Заказчиком Института как Поставщика, гарантирующего создание продукции в области проектирования энергетических объектов на уровне, обеспечивающем постоянное удовиетвореиие установленных Потребителем требований.
Руководство института:
Директор:
Онуфриенко Сергей Викторович.
Заместитель директора по производству н экономике: Кужин Виктор Николаевич.
Заместитель директора ио коммерческим вопросам: Егоров Сергей Владимирович.
Теи:+7(812)717-21-96
Тел:+7 (812) 717-11-19
Теп: +7(812) 717-21-86