proatom.ru - сайт агентства ПРоАтом
Журналы Атомная стратегия 2021 год
  Агентство  ПРоАтом. 24 года с атомной отраслью!              
Навигация
· Главная
· Все темы сайта
· Каталог поставщиков
· Контакты
· Наш архив
· Обратная связь
· Опросы
· Поиск по сайту
· Продукты и расценки
· Самое популярное
· Ссылки
· Форум
Журнал
Журнал Атомная стратегия
Подписка на электронную версию
Журнал Атомная стратегия
Атомные Блоги





Обсудим?!
Способствует ли безопасности атомной отрасли закрытость (усиление режима)?
Да
Нет
Сильнее влияют другие факторы

Результаты
Другие опросы
Подписка
Подписку остановить невозможно! Подробнее...
Задать вопрос
Наши партнеры
PRo-движение
АНОНС
Вышло в свет второе издание двухтомника Б.И.Нигматулина. Подробнее
PRo Погоду

Сотрудничество
Редакция приглашает региональных представителей журнала «Атомная стратегия» и сайта proatom.ru. Информация: (812) 438-32-77, E-mail: pr@proatom.ru Савичев Владимир.
Время и Судьбы

[11/06/2020]     Стационарный блок с ВВЭР средней мощности с применением корабельных технологий

А.Я. Благовещенский, Л.Б. Гусев, Военно-Морской Политехнический Институт, ВУНЦ ВМФ «Военно-Морская Академия»

Широкий спектр региональных особенностей состояния и перспектив развития экономики, включая показатели надежности и живучести конкретных систем энергоснабжения, вызывают необходимость разработки мощностного ряда отечественных атомных энергоблоков.



Известно, что энергоблоки с ВВЭР-1000(1200) по местным условиям не смогут быть использованы в качестве замещающих мощностей ВВЭР-440 на Кольской АЭС. Особое место занимает положение дел с энергоблоком ВВЭР средней мощности. Необходимость его создания была определена после Чернобыльской аварии, в результате чего был разработан проект реакторной установки (РУ) ВВЭР-640 (Рис.1).

Рис. 1 Реакторная установка ВВЭР-640

Существо проекта, основой которого являлось снижение в  ̴ 1,5 раза мощности РУ с ВВЭР-1000 при сохранении конструкций основного оборудования I контура, было направлено на повышение показателей надежности безопасности и живучести энергоблока с одновременным снижением возмущения, вносимого в энергосистему при его аварийном останове.

Уменьшенная удельная энергонапряженность активной зоны по сравнению с ВВЭР-1000 смягчала прохождение штатных и аварийных динамических режимов, а при запроектной аварии исключалось проплавление днища реактора.

Возрастание стоимости установленного киловатта в то время не являлось определяющим фактором, приоритет отдавался повышению безопасности АЭС. ОКБ «Гидропресс» был выполнен проект РУ с ВВЭР-640, АЭП СПб разрабатывал проект АЭС с проведением экспериментальных работ в НИТИ им.А.П.Александрова, на площадке которого энергоблок должен был быть введен в действие. Но этого не произошло из-за отсутствия финансирования проекта. По мере преодоления послечернобыльского шока стали меняться приоритеты развития атомной энергетики. Главенствующее место заняла экономика. Проект ВВЭР-640 был забракован из-за дороговизны и вопрос создания энергоблока с ВВЭР средней мощности «завис» на долгие годы.

 

Перспектива создания реакторов средней мощности на базе ВВЭР-600 (ОКБ «Гидропресс)

Рис. 2 Реакторная установка ВВЭР-600

Эта проработка сохраняет консервативную разветвленную многопетлевую компоновку I контура (с уменьшением числа петель до 2-х) с горизонтальными парогенераторами, имеющую полувековой «опыт», начиная с ВВЭР-210 на Нововоронежской АЭС. Перспектива создания энергоблоков с ВВЭР средней мощности должна опираться на новые технологические решения. В этом плане предпочтительным является направление, получившее широкую апробацию в корабельной ядерной энергетике [А.Я.Благовещенский, С.М.Бор, В.Н.Митюков «Корабельные ядерные энергетические технологии в решении проблемы надежности безопасности и живучести АЭС России», ж. «Технология обеспечения жизненного цикла ЯЭУ», изд. НИТИ, №1, 2015]. Оно характеризуется блочной компоновкой РУ, исключающей длинные трубопроводы I контура, а также использованием сочетания прямоточного парогенератора с активной зоной ВВЭР, имеющей отрицательный температурный коэффициент реактивности. Эти качества заложены в проектных предложениях «ОКБМ Африкантов» ВБЭР-600 (Рис.3).

Рис. 3 Реакторная установка ВБЭР-600

В таком энергоблоке:

- максимально используется эффект саморегулирования реактора с возможностью управления мощностью реактора расходом питательной воды, при этом резко упрощаются задачи системы СУЗ;

- обеспечивается маневренность энергоблока, учитывая необходимость участия объектов атомной энергетики в графиках нагрузок;

- четко организованная теплогидродинамика прямоточных элементов выемной поверхности нагрева парогенератора (ПГ) обеспечивает ее высокую энергонапряженность и компактность РУ;

- поддержание постоянной средней температуры теплоносителя I контура при изменении мощности (с целью улучшения прочностных условий для оборудования I контура, облегчения работы компенсатора давления (КД) и минимального влияния на реактивность активной зоны) не требует изменения давления II контура.

С учетом опыта корабельной ядерной энергетики могут быть реализованы и другие прогрессивные решения, в частности, переход к интегральной моноблочной компоновке с исключением выносного КД и использованием для компенсации изменения объема теплоносителя I контура подкрышечного объема реактора в варианте парогазового КД. Такой проект ВПБЭР-600 (Рис.4) был разработан «ОКБМ Африкантов».

Рис. 4 Реакторная установка ВПБЭР-600

1. Верхний блок 2. Привод СУЗ 3. Уровнемер 4. Крышка реактора 5. Корпус реактора 6. Теплообменник-конденсатор 7. Парогенератор 8. Блок тягово-соединительных устройств 9. Шахта внутриреакторная 10. Активная зона 11. Подвеска ионизационной камеры 12. Электронасос

Он отличался повышенной безопасностью не только за счёт саморегулирования, проявляющегося в самозащищённости от неконтролируемого повышения мощности, но и за счёт исключения аварий большой и средней течи. Простая геометрия I контура обеспечивала высокий уровень естественной циркуляции теплоносителя (ЕЦТ), необходимый для отвода остаточных тепловыделений активной зоны во всех аварийных ситуациях. В одном из вариантов проекта было предложено пионерское для отечественной практики решение – применение главных циркуляционных насосов, встроенных в днище реактора (получившее широкое распространение в западных проектах корпусных кипящих реакторов BWR). Дополнительная защита обеспечивалась размещением реакторного моноблока в страховочном корпусе. Но и этот проект остался на бумаге.         

Перспективной с точки зрения авторов является гибридизация технических решений: достижения «ОКБ Гидропресс» в усовершенствовании ВВЭР, включая спектральное регулирование для увеличения коэффициента воспроизводства ядерного топлива, с уникальным опытом «ОКБМ Африкантов» в корабельной ядерной энергетике по прямоточным ПГ, а также по блочным и интегральным компоновочным решениям РУ. В своё время, предприятия Минсредмаша активно применяли успешные разработки коллег. В проектах корабельных РУ с жидкометаллическим теплоносителем «ОКБМ Африкантов» и ОКБ «Гидропресс» использовался один и тот же парогенератор МП-7 разработки ОКБ «Гидропресс».

Натурную отработку энергоблока с ВВЭР средней мощности, использующего прогрессивные технические решения, отработанные в корабельных ЯЭУ, целесообразно осуществить в НИТИ им.А.П.Александрова, обладающего огромным опытом в этой области.

 

 
Связанные ссылки
· Больше про Атомная энергетика
· Новость от Proatom


Самая читаемая статья: Атомная энергетика:
Атомная энергетика России. Время упущенных возможностей

Рейтинг статьи
Средняя оценка работы автора: 2.5
Ответов: 2


Проголосуйте, пожалуйста, за работу автора:

Отлично
Очень хорошо
Хорошо
Нормально
Плохо

опции

 Напечатать текущую страницу Напечатать текущую страницу

"Авторизация" | Создать Акаунт | 6 Комментарии | Поиск в дискуссии
Спасибо за проявленный интерес

Re: Стационарный блок с ВВЭР средней мощности с применением корабельных технологий (Всего: 0)
от Гость на 11/06/2020
Главное чтобы такой реактор врагам не продали на экспорт.Ни врагам России, которые в будущем против неё же и применят.Ни врагам США и Евросоюза, поскольку - без шуток - отомстят так что мало не покажется. 
Подобный реактор может быть установлен на авианосец которому нужны как минимус 200 МВт мощности на винтах.


[ Ответить на это ]


Re: Стационарный блок с ВВЭР средней мощности с применением корабельных технологий (Всего: 0)
от Гость на 11/06/2020
Главное чтобы такой реактор врагам не продали на экспорт. Вопрос: - а какой дурак сегодня купит реактор прошлого века, одних бочек, трубопроводов с паром и водой километры в АПЛ, задвижек целый арсенал, экипаж в обнимку с реактором находится, а объём занимаемый ЯСУ вообще половина лодки. Пускай покупают и облучаются прямо у себя, враги наши. Делать надо по уму, ВМФ должен заставлять КБ в Росатоме делать компактные и безопасные ядерные реакторы совмещённые с движителями на реактивной тяги, на поворотной колонке. И механику, а за одно и все 1000 штурвальчиков клапанов убрать из АПЛ. И экипаж не нужен в 160 человек. И многое чего надо менять в обеспечении ВМФ кораблями и субмаринами. Ни Рохманов, с американским образованием, ни известный Дорофеев, даже с присланным от Президента "куратором" Полтавским не смогут переломить застаревшие конструкторские решения в проектировании кораблей и АПЛ, которые как раз на руку американцам и др. противникам России.  


[
Ответить на это ]


Re: Стационарный блок с ВВЭР средней мощности с применением корабельных технологий (Всего: 0)
от Гость на 11/06/2020
Спасибо за краткое напоминание всеми подзабытого направления.Небольшие коррективы.1. Да, первоначально проект с ВВЭР-640 планировали сооружать фактически на площадке принадлежавшей тогда НИТИ. Но развитие дальнейших событий предопределило получение Разрешения № 1 на сооружение АЭС в постчернобыльский период для площадки Кольской АЭС-2. До сих пор она сохраняется в том же состоянии (подведена автодорога, вырубка леса, дренажные канавы, инженерные изыскания завершены и т.д.).А вот на площадка, планировавшаяся под сооружение одноблочной головной АЭС с ВВЭР-640 на территории НИТИ уже давно занята - на ней сооружена двухблочная ЛАЭС-2.2. Следовательно возникает вопрос - где НИТИ собирается повторно попытаться осуществить "натурную отработку" энергоблока ВВЭР средней мощности?3. Учитывая исторические факты и современные тенденции, скорее всего первый блок ВВЭР средней мощности будет спроектирован и может быть построен исключительно для зарубежного Заказчика.


[ Ответить на это ]


Re: Стационарный блок с ВВЭР средней мощности с применением корабельных технологий (Всего: 0)
от Гость на 11/06/2020
... «В училище и институте Леониду Борисовичу представилась возможность руководить кафедрой ядерных реакторов и парогенераторов». Судя по факту, какие отсталые ядерные силовые установки (ЯСУ) применены на сегодняшних и перспективных  АПЛ России, г-н/тов. Гусев даже не знает, что есть принципиально новая концепция ЯСУ и конструкции реактивных движителей для кораблей и АПЛ. Например, в статьях на ПроАтом [07/08/2018] «Российский турбо-ядерный реактивный движитель для подводного судна», [03/09/2019] «Атомный двигатель Виноградова» и др. Вопрос к руководителю кафедры: - «Чему учите курсантов, старинным ядерным реакторам, с пароводяной технологией, реакторам в чреве АПЛ в обнимку с экипажем, неповоротливым и громоздким АПЛ? Негативные свойства сегодняшних ЯСУ прямо укоренились во флоте. Время разведения паров измеряется часами, динамика разгона АПЛ нулевая (тише едешь дальше будешь), пароводяное оборудование громоздкое, занимает больше половины корпуса АПЛ, и требует постоянного обслуживания и ремонта внутри АПЛ, ЯСУ требую длительной стоянки для перегрузки топлива, и т.д. и т.п. Ваши выпускники, кандидаты и доктора наук даже сформулировать техническое задание на разработку принципиально новой ЯСУ не могут! ВМФ идет на поводу разработчиков ЯСУ, у ОКБМ, у КБ «Гидропресс» и др., которые предлагают (и Вас в этом убеждают, что это инновационное решение) старинные пароводяные технологии – «ПАРОВОЗА». Чему учите молодое поколение. Отписки не принимаются. 


[ Ответить на это ]


Re: Стационарный блок с ВВЭР средней мощности с применением корабельных технологий (Всего: 0)
от Гость на 12/06/2020
С 2011 года слышу о реанимации проекта по 600-м.
А воз и ныне там...


[
Ответить на это ]


Re: Стационарный блок с ВВЭР средней мощности с применением корабельных технологий (Всего: 0)
от Гость на 17/06/2020
Закат урановых технологий по всему миру – 18 мая 2020 г. Разборка норвежского реактора обойдется почти в 2 миллиарда долларов США - https://www.world-nuclear-news.org/Articles/Dismantling-of-Norwegian-reactors-to-cost-almost-U 02 июня 2020 года Италия одобрила демонтаж завода Latina - https://www.world-nuclear-news.org/Articles/Dismantling-of-Italys-Latina-plant-to-begin 09 июня 2020 г. - Fortum контракт на шведском заводе разборке работы - https://www.world-nuclear-news.org/Articles/Fortum-contracted-for-Swedish-plant-dismantling-wo 1 июня 2020 года - Водород и геополитика: что бум H2 в Германии мог бы означать для России - https://teletype.in/@globalenergyprizeru/rTYRdSfaR?fbclid=IwAR2CAy-qn3ogxi4GpRpnHUT8btlzYaL1GsaZ4rxhc-KVXFxHEt1CvIj5iJo Поезда будущего: как в Германии тестируют составы на водородном топливе Москва, 12 июн - ИА Neftegaz.RU. Росатом официально дал старт выполнению в России проекта по созданию уникального ядерного реактора для опробования технологий «выжигания» наиболее опасных радиоактивных веществ, остающихся после переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) атомных электростанций. - https://neftegaz.ru/news/nuclear/553660-rosatom-ofitsialno-dal-start-proektu-yadernogo-reaktora-szhigatelya-opasnykh-veshchestv/?fbclid=IwAR3H-DTSNUiKnQbnztIRx6FdKtKAkd_UIkGYQuE81lA0mHcimg3zQaEvwQ8 Об этом сообщило издание предприятия Росатома «Горно-химический комбинат» (Красноярский край) газета «Вестник ГХК».   Соответствующий приказ гендиректор Росатома А. Лихачев подписал еще 8 мая. Новый реактор планируют строить на ГХК.   Отмечается, что указ о старте проекта появился после того, как президент России В. Путин в апреле подписал другой указ, согласно которому правительство РФ должно подготовить и согласовать программу развития ядерных технологий в России. Указом президента были определены источники финансирования исследовательского жидкосолевого реактора, а реализация проекта - переведена в практическую плоскость.   Переработка в промышленных масштабах отработавшего ядерного топлива АЭС - острая проблема, особенно если учитывать возрастающие объемы ОЯТ в мире. Если атомная энергетика не решит проблему ОЯТ, она не сможет рассчитывать на свое масштабное развитие. Переработка ОЯТ - высокотехнологичный процесс, направленный на минимизирование радиационной опасности отработавшего ядерного топлива, выделение полезных веществ (в основном урана и плутония) и обеспечение их дальнейшего применения в атомной энергетике, а также безопасную утилизацию неиспользуемых крайне радиоактивных компонентов ОЯТ. Также атомной энергетике предстоит решить пр

Прочитать остальные комментарии...


[ Ответить на это ]






Информационное агентство «ПРоАтом», Санкт-Петербург. Тел.:+7(921)9589004
E-mail: info@proatom.ru, webmaster@proatom.ru. Разрешение на перепечатку.
За содержание публикуемых в журнале информационных и рекламных материалов ответственность несут авторы. Редакция предоставляет возможность высказаться по существу, однако имеет свое представление о проблемах, которое не всегда совпадает с мнением авторов Открытие страницы: 0.31 секунды
Рейтинг@Mail.ru