Реактор АР 1000: Повышенная экономичность и безопасность

10.12.08 16:35

Из истории проекта АР 1000

30 декабря 2005 г. Комиссия по ядерному регулированию США (NRC) утвердила Сертификат на проект унифицированной АЭС с реактором АР 1000, разработанный компанией Westinghouse Electric. Ранее, в декабре 1999 г., аналогичный сертификат получил прототип АР 1000 — проект АР 600, оказавшийся недостаточно конкурентоспособным на американском рынке производства электроэнергии.

Экономические показатели АР 1000

Капитальные затраты на АЭС составляют примерно 45—75% общей стоимости электроэнергии (на тепловых станциях, работающих на угле, — 25—60%, на газе — 15—40%). Это сдерживает развитие атомной энергетики США. Для поддержки проектов по разработке конкурентоспособных усовершенствованных АЭС к 2010 г. Министерство энергетики США реализует инициативу «Атомная энергия 2010». Одним из основных требований является сокращение срока строительства АЭС, который должен составлять пять—шесть лет с момента подписания контракта до ввода в промышленную эксплуатацию, из них собственно сооружение должно длиться три—четыре года, а два года отводится на операции по подготовке к вводу АЭС в эксплуатацию и собственно вводу.

Со своей стороны, Westinghouse оценил, что стоимость 1 кВт установленной мощности АЭС, конкурентоспособной на американском рынке, должна быть равна 1000—1200 дол. США. Однако проект АР600, удовлетворяющий этому критерию, оказался экономически непривлекательным из-за высокой стоимости 1 кВт-ч (от 4,1 до 4,6 цента) вырабатываемой электроэнергии. Поэтому был разработан проект АЭС большей мощности — АР 1000, позволяющий снизить стоимость выработки электроэнергии до 3,0—3,5 центов за кВтч. Увеличение стоимости самой АЭС удалось минимизировать путем жесткого подхода к сохранению проектных решений АР600 в максимально возможном объеме. Результаты аудитов, выполненных компаниями Bechtel (США) и Obayashi (Япония), показывают, что оценка общей капитальной стоимости АР 1000, начиная с 3-го серийного энергоблока, при условии, что на площадке уже работает АЭС, не превысила 1200 дол. США за 1 кВт установленной мощности в ценах 2001 г. Это позволит энергетическим компаниям США иметь приблизительно 15%-ю прибыль после выплаты налогов. Предполагается, что коэффициент готовности АЭС будет не менее 93%.

Снижение затрат было достигнуто за счет следующих мер:

1. Внедрение пассивных систем безопасности, которые значительно проще и дешевле, чем активные системы, выполняющие те же функции. В результате в проекте АР 1000 по сравнению с обычной АЭС сходной мощности сокращено: число клапанов — на 50%, трубопроводов — на 80—83%, кабелей — на 70—87%, насосов — на 35% (число насосов на энергоблоке АР 1000 составляет 180 агрегатов), а объем сейсмостойких зданий — на 45—50%).
Кроме того, уменьшено число элементов в системах, относящихся к классам безопасности и изготавливающихся по более жестким нормам, например в системе технического водоснабжения и дизель-генераторах.


2. Использование модульных конструкций при сооружении АЭС. Стандартный блок АР 1000 состоит из 50 больших и 250 малых модулей. Малые модули размером 3,7x3,7x24,4 м и весом 80 т можно перевозить по железной дороге. Примером большого модуля являются стальные модули защитной оболочки, из них наиболее тяжелый кольцевой модуль диаметром 39,6 м весит 658 т. Все эти модули серийно изготавливают на заводе и транспортируют на площадку АЭС. Использование заводских модулей при сооружении АЭС позволяет:
   • уменьшить трудозатраты на площадке АЭС, которые дороже, чем заводские;
   • повысить качество контроля модулей АЭС, который легче обеспечить в заводских условиях;
   • реализовать параллельное проведение многих работ, которые обычно выполняются последовательно;
   • повлиять на сокращение сроков сооружения АЭС.
3. Сокращение сроков сооружения АЭС как из-за факторов, рассмотренных выше, так и путем внедрения компьютеризированных технологий проектирования и планирования строительства, а также координации различных видов деятельности при сооружении энергоблока АР 1000.

Westinghouse с участием субконтракторов из различных стран разработала детальную трехмерную модель АР600, затратив на это более восьми лет. Не сообщается, переработана ли эта модель или использована непосредственно, учитывая большое сходство компоновки блоков АР 600 и АР 1000. Параллельно был подготовлен план строительства (с применением программы Primavera), длительность которого оценивается в 36 месяцев с момента закладки первого бетона до начала загрузки ядерного топлива, в предположении пятидневной 50-часовой рабочей недели. Затем обе программы были объединены, что позволило создать четырехмерный график сооружения АЭС (изменение трехмерного изображения во времени).

Кроме того, разработаны средства визуализации четырехмерной модели строительства. Виртуальная модель CAVE представляет собой комнату размером 3x3x2,8 м, где пол и стены являются экранами, изображение на которых координируется сетью компьютеров. Находящийся внутри человек видит стереоскопическое изображение, которое создается с помощью специальных очков, синхронизированных с остальной системой . Изображение может создавать иллюзию перемещения по станции и быть как реальных размеров, так и уменьшено или увеличено. Используя CAVE, которая позволяет наблюдать сооружение АЭС в реальном масштабе в любой выбранный момент времени с эффектом присутствия, предполагается сократить срок строительства по крайней мере на 4 месяца. CAVE позволяет также выявлять нестыковки проекта, в частности, был обнаружен трубный шов, для сварки которого нет достаточного пространства, поэтому место соединения труб было перенесено. CAVE будет использоваться и при эксплуатации энергоблока: встроенный в систему имитатор дозиметра в реальном масштабе времени, который виртуально можно будет помещать на перчатки или одежду, позволит оптимизировать «грязные» работы для минимизации дозовых нагрузок на персонал.

Основные характеристики проекта АР1000

Проект АР 1000 в значительной степени подобен своему предшественнику АР600, например, горизонтальные проекции этих энергоблоков полностью идентичны. Минимальные изменения обусловлены только требованиями повышения мощности, которые выразились в увеличении:

• длины твэлов (и соответственно высоты корпуса реактора) и числа топливных кассет, диаметров трубопроводов для повышения расхода;
• длины теплообменных трубок для увеличения теплообменной поверхности парогенераторов и теплообменника пассивного отвода тепла;
• объемов компенсатора давления (путем увеличения его высоты) и различных емкостей и резервуаров систем безопасности;
• высоты стальной оболочки на один кольцевой модуль и некоторых других конструктивных изменениях.

Энергоблок АР 1000 является двухпетлевым PWR с одной горячей и двумя холодными нитками на каждой петле (рис. 1). Реактор АР 1000 аналогичен реактору стандартного трехпетлевого PWR фирмы Westinghouse с измененным расположением патрубков, улучшенными характеристиками активной зоны (решетки из циркалоя повышенное выгорание), отсутствием Inco-nel 600 в сварных швах корпуса реактора.


Рис. 1. Ядерная паропроизводящая установка АР1000.

В проекте АР 1000 предусмотрено два парогенератора Delta-125 и четыре главных циркуляционных насоса (ГЦН) бессальникового типа, подключенных непосредственно к днищу парогенератора. Конструкция и место установки насосов исключают возможность течи через их уплотнения, снижают потери давления и предотвращают оголение активной зоны при малых течах теплоносителя 1-го контура.

Ядерная паропроизводящая установка, основные параметры которой приведены в табл. 1, размещена в защитной оболочке. Все системы, важные для безопасности, расположены там же или во вспомогательном здании, которое сооружается на общем с защитной оболочкой сейсмически квалифицированном фундаменте. Стальная защитная оболочка диаметром 39,6 м и толщиной стен 4,44 см рассчитана на давление 4,07 бар.

Обеспечение безопасности АР1000

Подход к обеспечению безопасности АР 1000 полностью повторяет реализованный в проекте АР600 и основан на использовании пассивных принципов (естественной циркуляции воды, водяного пара и воздуха, действия силы тяжести или энергии сжатого газа, пружины или аккумуляторной батареи). Небольшие изменения в проекте АР 1000 позволили применить результаты затратного объема исследований, про веденного для АР600, и значительно упростить процесс лицензирования. Достаточно сказать, что около 80% стандартного отчета по анализу безопасности АР600 не претерпели никаких изменений при подаче документов в NRC. Проект АР 1000 удовлетворяет всем требованиям NRC, начиная от принципа единичного отказа и заканчивая новыми требованиями к пассивным АЭС, в т.ч. необходимости обеспечения пассивного охлаждения при наиболее неблагоприятной аварии в течение не менее трех суток без использования внешних источников энергии и действий оператора.
Результаты проведенных теплогидравлических анализов показывают, что при гильотинном разрыве трубопровода 1-го контура температура оболочек твэлов, оцененная с учетом неопределенностей, не превысит 1162 °С. При потере расхода обеспечивается 19%-й запас до кризиса теплообмена, а при разрыве трубопровода питательной воды запас до переохлаждения составляет 78 °С.
Вероятностный анализ безопасности АР600, начатый в 1985 г., использовался интерактивно как часть процесса проектирования и включал семь основных ревизий. В восьмой раз анализ был выполнен уже для АР 1000. Оценки частот повреждения активной зоны и большого радиоактивного выброса составляют 4,2-Ю-7 и 3,7-10~8 в год соответственно. Объем анализа включал не только внутренние инициирующие события при работе блока на мощности (их вклад в частоту повреждения активной зоны — 2,4-10"7 в год), но и режимы с остановленным реактором, а также внешние воздействия.

Анализ тяжелых аварий показал, что хорошо резервированные (с использованием принципа разнообразия) системы сброса давления препятствуют плавлению активной зоны при высоком давлении, что могло бы создать угрозу целостности защитной оболочки за счет ее прямого нагрева или из-за парового взрыва. Взаимодействие расплава активной зоны с бетоном исключается путем его удержания в корпусе реактора, для чего реактор снаружи полностью заливается водой, обеспечивающей охлаждение его корпуса.  Для предотвращения взрыва водорода используются дожигатели водорода и пассивные аутокаталитические рекомбинаторы.

Пассивные системы безопасности АР1000

В системах безопасности не используются насосы,  вентиляторы, а также дизель-генераторы и другие источники переменного тока. Для запуска ряда пассивных процессов применяются клапаны, причем для срабатывания некоторых из них требуется поступление аварийного сигнала и запасенная энергия (сжатый газ, аккумуляторная батарея или пружина). В конструкции большинства   электроприводных     клапанов     реализован принцип   безопасного  отказа, т.е. при нормальной эксплуатации они находятся под напряжением и удерживаются в закрытом   положении,   а при обесточивании    привода   срабатывают. Пассивная система аварийного охлаждения обеспечивает аварийный впрыск, сброс давления и от­вод остаточных тепловыделений в течение длительного периода времени. Для аварийного впрыска используются три источника воды, трубопроводы которых непосредственно подсоединены к патрубкам корпуса реактора (рис. 2), два гидроаккумулятора сферической формы, подобные установленным на действующих АЭС с PWR, которые содержат борированную воду под давлением сжатого азота и отделены от реактора парой обратных клапанов;

два бака аварийной подпитки большого объема с холодной борированной водой, изго­товленные из нержавеющей стали и выполняющие те же функции, что и высоконапорная система аварийного охлаждения активной зоны на обычных PWR. Верхняя часть баков соединена с холодной ниткой петли 1-го контура, поэтому баки находятся под давлением 1-го контура. Запуск механизма впрыска, основанного на естественной циркуляции (ЕЦ), осуществляется путем открытия клапана на линии, соединяющей бак с реактором; бассейн перегрузки, который выполнен из бетона, расположенный на более высоких отметках, чем реакторная установка, находится под атмосферным давлением и содержит большой запас холодной борированной воды, достаточный для затопления помещений защитной оболочки до уровня выше крышки реактора. При нормальной эксплуатации бассейн перегрузки отключен от реакторной установки взрывными и обратными клапанами.

Для срабатывания ряда подсистем системы аварийного охлаждения необходим контролируемый относительно медленный сброс давления в 1-ом контуре до атмосферного, для чего предусмотрены четыре подсистемы клапанов, на каждом из которых последовательно установлено по два нормально закрытых клапана. Три подсистемы обеспечивают сброс среды из парового пространства компенсатора давления в бассейн перегрузки, первая из них открывается по сигналу о низком уровне в баке аварийной подпитки, а остальные две — с задержкой по времени. Открытие клапанов четвертой подсистемы соединяет горячие нитки петель 1-го контура с атмосферой защитной оболочки и обеспечивает снижение давления в них до низких параметров. После этого возможен залив активной зоны реактора из бассейна перегрузки под действием силы тяжести.




Рис. 2. Пассивные системы безопасности АР 1000

В общей сложности для отвода остаточных тепловыделений от активной зоны реактора используется пять процессов ЕЦ:

1. ЕЦ в петлях 1-го контура;
2. ЕЦ через рассмотренные выше баки аварийной подпитки;
3. ЕЦ через пассивную подсистему теплообменника отвода остаточных тепловыделений, который подключен к холодной и горячей ниткам петли 1-го контура и погружен в бассейн перегрузки. Теплообменник обеспечивает отвод тепла от 1-го контура при переходных процессах, связанных с потерей теплоотвода через 2-й контур или разрывах трубопроводов питатель­ной воды и паропроводов острого пара. Более одного часа тепло отводится за счет нагрева воды в бассейне перегрузки, а затем — ее кипения с выходом пара в объем защитной оболочки;
4. ЕЦ в защитной оболочке, когда пар конденсируется на стенках стальной защитной оболочки и воз­вращается в бассейн перегрузки;
5. ЕЦ воздуха, обеспечивающая наружное охлаждение стальной защитной оболочки (рис. 3). Для этого во внешней бетонной оболочке сделаны вентиляционные каналы, кото­рые предназначены для доступа воздуха из окружающей среды к стальной защитной оболочке. В начале аварии с течью теплоносителя 1-го контура процесс охлаждения стальной защитной оболочки интенсифицируется путем ее орошения водой из большого бака5 расположенного в верхней части бетонной защитной оболочки.

Рис. 3. Пассивное охлаждение защитной оболочки

Таким образом, реактор АР 1000 дает снижение капитальных затрат при строительстве по сравнению с предшественником  АР 600, обеспечивая большую безопасность за счет использования активных и пассивных методов защиты в комплексе,  упрощает процесс лицензирования. Открытым остается вопрос безопасной эксплуатации  АЭС  на территории Китая,  только-только начинающего  осваивать сектор атомной энергетики. Чтобы вырастить начальника смены  для АЭС требуется 10 лет. Поэтому, скорее всего, для китайских АЭС еще долго будут привлекать зарубежных специалистов.

По материалам журнала «Атомная техника за рубежом»

Читайте также: