УДК 621.039.587
ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЕ И МАТЕРИАЛОВЕДЧЕСКИЕ ПЕРСПЕКТИВЫ РАЗВИТИЯ РЕАКТОРОВ ВВЭР БОЛЬШОЙ МОЩНОСТИ
© Кобелев Олег Анатольевич, д-р техн. наук; Марков Сергей Иванович, д-р техн. наук; Жидков Дмитрий Алексеевич
ОАО НПО «ЦНИИТМАШ». Россия, Москва
Панов Владимир Владимирович; Лобанов Александр Иванович, канд. техн. наук
ПАО «ЭМСС». Украина, г. Краматорск Статья поступила 25.03.2014 г.
Описана эволюция проектов ВВЭР большой мощности, рассмотрены ключевые параметры ректоров и обоснован выбор материалов для корпуса реактора нового поколения ВВЭР ТОИ. Представлены основные характеристики выбранного материала.
Ключевые слова: АЭС; ВВЭР; энергоблок; эволюционный проект; ресурс работы; конструкционные материалы; технологические процессы.
ВВЭР - двухконтурный водо-водяной корпусной энергетический ядерный реактор с водой под давлением - одна из наиболее удачных ветвей развития ядерных энергетических установок, получившая широкое распространение в мире, как сочетающая в себе простоту технологии, высокую надежность и экономичность. Название «водо-водяной» означает, что вода является как замедлителем нейтронов, так и теплоносителем.
Первый ВВЭР был введен в эксплуатацию в 1964 г. на Нововоронежской АЭС (НВАЭС) при участии следующих организаций:
- ИАЭ им. Курчатова (Москва) - научный консультант;
- ОКБ «Гидропресс» (г. Подольск Московской обл.) - разработчик;
- Ижорские заводы (Ленинград) - изготовитель;
- АтомЭнергоПроект (Ленинград, Москва, Горький): СПбАЭП, АЭП, НИАЭП - проектировщики.
Реакторы ВВЭР-210 и ВВЭР-365 работали в экспериментальном режиме, на основе опыта их эксплуатации в блоках № 1, 2 НВАЭС им. 50-летия СССР был спроектирован серийный реактор ВВЭР-440.
Разработчик ВВЭР-440 - ОКБ «Гидропресс» (г. Подольск Московской обл.). Первоначально агрегат планировался на электрическую мощность 500 МВт, но из-за отсутствия подходящих турбин был переделан на 440 МВт (две турбины К-220-44 ХТГЗ по 220 МВт). ВВЭР-440 действуют на блоках № 3, 4 НВАЭС, на Кольской АЭС, на блоках № 1, 2 (дубль-блок) Ровенской АЭС, на АЭС в Финляндии (АЭС Ловииса), Болгарии (Козлодуй), Венг-
рии (Пакш), блоках № 3, 4 АЭС Богунице (Словакия), блоках № 1, 2 АЭС Моховце (Словакия) и в Германии (АЭС Норд - после объединения Германии остановленной по политическим мотивам). Ведутся работы по достройке и вводу в эксплуатацию блоков № 3, 4 АЭС Моховце (Словакия).
С целью повышения технико-экономических показателей энергоблоков АЭС с ВВЭР-440 в 1969 г. в ИАЭ им. Курчатова было подготовлено техническое задание на проект энергоблока с ВВЭР-1000, к 1971 г. ОКБ «Гидропресс» разработал проект. В связи с утверждением в 1972 г. новых норм расчета на прочность выяснилось, что в условиях Ижор-ских заводов изготовить корпус реактора из стали 48ТС-3-40 невозможно. Возникла необходимость применения для корпуса реактора более прочной и технологичной стали. Аналогичная ситуация возникла и в отношении парогенераторов, трубопроводов и ряда других узлов установки ВВЭР-1000. Для корпуса реактора по проекту ВВЭР-1000 была применена сталь 15Х2НМФА, а для корпуса парогенератора - 10ГН2МФА и их модификации. Первый реактор ВВЭР-1000 был запущен 30 мая 1980 г. на блоке № 5 НВАЭС.
ВВЭР-1000 и оборудование первого контура с радиоактивным теплоносителем размещены в защитной бетонной оболочке (гермообъеме), обес- „ печивающей безопасность блока при аварийном 5 разрыве трубопровода первого контура. ^
Существует несколько проектов реакторных й установок на основе реактора ВВЭР-1000: ВВЭР- ^ 1000 (В-187) - блок № 5 НВАЭС (головной блок I ВВЭР-1000); ВВЭР-1000 (В-338, В-302) - так на- |
зываемая «малая серия» - блоки № 1, 2 Калининской АЭС, блоки № 1, 2 Южно-Украинской АЭС; ВВЭР-1000 (В-320) - «большая серия» - все блоки Балаковской АЭС, блоки № 1, 2 Ростовской АЭС, блоки № 1-6 Запорожской АЭС, блоки № 3, 4 Калининской АЭС, блоки № 1, 2 Хмельницкой АЭС, блоки № 3, 4 Ровенской АЭС, блок № 3 ЮжноУкраинской АЭС, блоки № 1, 2 АЭС «Темелин», блоки № 5, 6 АЭС Козлодуй; предполагался к установке на Крымской АЭС; ВВЭР-1000 (В-392); ВВЭР-1000 (В-412) - на базе В-392 - рассчитана на сейсмическое воздействие, специфичное для площадки АЭС «Куданкулам» (Индия); ВВЭР-1000 (В-428) - на базе В-392 - рассчитана на сейсмическое воздействие при проектном землетрясении в семь баллов по шкале МЯК 64, по заказу КНР; ВВЭР-1000 (В-466) - на базе В-392 - для работы с оборудованием К^и на Бушерской АЭС (Иран); ВВЭР-1000 (В-428) -четыре из восьми запроектированных реакторов Тяньваньской АЭС (КНР).
На основе ВВЭР-1000 разработан реактор большей мощности (1150 МВт) - ВВЭР-1200 (проект АЭС-2006). Первый энергоблок с реактором ВВЭР-1200 построен в 2012 г. на НВАЭС в рамках проекта сооружения НВАЭС-2. В 2013 и 2015 гг. планируется ввод в строй первого и второго блоков ААЭС-2, построенных в рамках этого проекта. Подписано распоряжение Правительства РФ о строительстве Балтийской АЭС из двух блоков по проекту «АЭС-2006» с реакторами типа ВВЭР-1200, установленная мощность станции - 2300 МВт (без учета 100 МВт для собственных нужд АЭС), ввод первого блока -2016 г., второго - 2018 г.
Россия участвует в строительстве первой атомной станции в Турции (АЭС «Аккую»), план которой предусматривает сооружение четырех энергоблоков мощностью по 1,2 ГВт по российскому проекту АЭС-2006 с реакторами ВВЭР. Станция будет вырабатывать около 35 трлн кВт-ч в год, срок эксплуатации - 60 лет.
Логическим продолжением линейки реакторов ВВЭР большой мощности является проект ВВЭР ТОИ (типовой оптимизированный инфор-матизированный). Основные направления оптимизации: повышение мощности (1300 МВт), компоновка реакторного отделения, оптимизация конструкции корпуса реактора, оптимизация конструкции ПГ, оптимизация конструкции ГЦНА, достижение коэффициента технического использования (КТИ) до 0,93, оптимизация систем безопасности.
Цель разработки проекта ВВЭР ТОИ - создание типового оптимизированного информа-
тизированного проекта энергоблока технологии ВВЭР нового поколения, удовлетворяющего набору целевых параметров с использованием современных информационных и управленческих технологий. Помимо основного результата проекта его реализация позволит создать интегрированную финансово-экономическую модель энергоблока ВВЭР [1] на всех этапах его жизненного цикла (сооружение, эксплуатация, сервис, вывод из эксплуатации); повысить надежность реактора (исключение верхнего сварного шва обуславливает повышение циклической прочности патрубко-вой зоны, что позволяет повысить безопасность эксплуатации реактора); повысить надежность реактора вследствие вынесения швов за пределы зоны облучения флюенсом 1018 н/см2; обеспечение проектного ресурса работы 60 лет, с возможностью пролонгации ресурса до 80 и более лет; сократить время строительства станции до 40 мес.; снизить металлоемкость (для изготовления корпуса ВВЭР АЭС-2006 требуется около 1370 т слитков, для ВВЭР ТОИ с четырьмя швами - 1180 т , а для ВВЭР ТОИ с тремя швами - 1030 т); снизить трудозатраты (по механической обработке и сварочным работам не менее, чем на 17-20%).
Разработка проекта ВВЭР ТОИ завершается в первом полугодии 2014 г. и проект выйдет на этап промышленного освоения.
Эволюция проектов ВВЭР, с точки зрения их компоновки и систем безопасности, достаточно полно описана [2], поэтому более детально остановимся на материале корпуса.
Не только конструкции оборудования энергоблока ВВЭР ТОИ, но и конструкционные материалы, в первую очередь, стали для корпуса реактора должны обеспечивать возможность его модернизации, позволяющей поддерживать необходимый уровень безопасности, исходя из непрерывно возрастающих требований нормативных документов и необходимости периодического получения разрешений на эксплуатацию в период проектного срока службы АЭС.
Как и корпуса реакторов в освоенных проектах, габаритные размеры корпуса реактора ВВЭР ТОИ определяются условиями его перемещения железнодорожным транспортом и размером активной зоны. Условия эксплуатации: расчетное давление р = 17,6 МПа; давление гидравлического испытания 24,5 МПа; расчетная температура 350 °С; максимальные значения флюенса нейтронов с энергией не менее 0,5 МэВ на внутренней поверхности корпуса реактора за срок службы 60 лет - 4,97-1019 н/см2 при 12-месячном топлив-
ном цикле, или 4,06-1019 н/см2 при 18-месячном топливном цикле.
Основным отличием корпуса реактора ВВЭР ТОИ от корпусов ВВЭР предыдущих проектов является отсутствие сварных швов напротив активной зоны. Сварные швы вынесены из зоны облучения. Флюенс нейтронов, накопленный в металле сварных швов, при эксплуатации в течение 60 лет не превысит значения Ф = 1018 н/см2. Такой подход увеличивает запас прочности реактора из стали марок 15Х2НМФА-А и 15Х2НМФА класс 1 по сопротивлению хрупкому разрушению, так как металл сварных швов обладает меньшей радиационной стойкостью по сравнению с основным металлом корпуса. Проектом предусматривается увеличение габаритных размеров корпуса реактора ВВЭР ТОИ, что обеспечивает существенное снижение радиационной нагрузки на стенки корпуса и позволяет обосновать больший его ресурс по критерию сопротивления хрупкому разрушению.
Конструктивно корпус реактора может быть выполнен в двух вариантах. Проведен технико-экономический анализ эффективности производства стальных заготовок и изготовления корпуса реактора ВВЭР-ТОИ с тремя (фланец и верхняя обечайка зоны патрубка совмещены и изготовлены из одной поковки) и четырьмя поперечными кольцевыми сварными швами в сравнении с корпусом реактора ВВЭР проекта АЭС-2006. Проведен расчет металлоемкости, стоимости изготовления и длительности циклов заготовительного (выплавка, ковка, термическая и механическая обработка заготовок) и сборочного производств. Показано абсолютное преимущество варианта конструкции с тремя поперечными кольцевыми сварными швами перед вторым (с четырьмя кольцевыми сварными швами) по металлоемкости, продолжительности и стоимости изготовления. Для изготовления трехшовного варианта конструкции корпуса требуемая масса слитков составляет около 1050 т, для четырехшовног
Для дальнейшего прочтения статьи необходимо приобрести полный текст. Статьи высылаются в формате PDF на указанную при оплате почту. Время доставки составляет менее 10 минут. Стоимость одной статьи — 150 рублей.