„Нашата конференция за безопасността на атомните електроцентрали с ВВЕР вече е единадесета поред. Традиционно я провеждаме на всеки две години и сме убедени, че тази практика ще продължи и в бъдеще.
На конференцията присъстваха представители на 17 чуждестранни и 53 руски организации от 12 страни. Общият брой на участниците е около 240 души.
Конференцията се проведе в седем тематични раздела. Докладите, представени от участниците в конференцията, бяха посветени на широк кръг въпроси, свързани с проектирането, производството, експлоатацията и безопасността на АЕЦ с ВВЕР”, каза Владимир Коротков, заместник-председател на организационния комитет на конференцията.

На конференцията присъстваха представители на десетки проектантски и изследователски институти, фабрики, атомни електроцентрали, както и няколко висши учебни заведения.

По време на заключителната сесия участниците отбелязаха, че поставените цели за конференцията са напълно постигнати. Обобщава се опитът на действащите АЕЦ с ВВЕР за периода между 10-та и 11-та конференции, обсъждат се проблемни въпроси и се обсъждат перспективи за по-нататъшното развитие на технологията ВВЕР.

Подробности за изнесените доклади на: http://www.gidropress.podolsk.ru/ru/presscenter/news.php?news_cid=61&news_id=1118

За пръв път в света „Росатом“ извърши отгряване корпуса на реактор с голяма мощност.
Революционната операция бе осъществена на Първи енергоблок на Балаковската АЕЦ с реактор ВВЕР-1000. Уникалната технология, разработена от руските учени от Националния изследователски център „Курчатовски институт“, позволява да се удължи живота на реактора като с помощта на отгряване се възстановяват ресурсните характеристики на метала на корпуса на реактора.

Икономическата ефективност

Проектът открива възможност за икономически ефективни възможности за удължаване на живота на остаряващи реактори на енергоблокове с 1 GW инсталирана мощност по целия свят.

„Днес има около 37 реактора ВВЕР-1000 по целия свят. Отгряването е нова и засега единствена технология в света, но може да бъде изнасяна зад граница. Тя позволява да се удължи живота на атомния реактор“, коментира генералният директор на руската корпорация „Росатом“ Алексей Лихачов.

Отгряването може да удължи живота на реактор ВВЕР-1000 с 15-30 години, като по този начин може да се предотврати изпускането в атмосферата на до 7,8 милиарда тона емисии на CO₂, както и да се повиши безопасността и икономическото представяне на АЕЦ.
Изчислява се, че при удължен живот на реактора, стойността на енергопроизводството (т. нар. LCOE) за този надресурсен срок може да намалее до 29 долара за MWh, което е по-ниско от пределните разходи за производство на електроенергия от въглища, например.

„Дългосрочната експлоатация на реакторите от типа ВВЕР под неутронно облъчване води до износване метала и понижаване на характеристиките на метала на корпуса на реактора. Това ограничава живота на цялата АЕЦ.
Учените в „Курчатовския институт“ разработиха и патентоваха технологията за възстановително отгряване на реактор ВВЕР-1000, която може да бъде адаптирана към ядрени реактори на лека вода с всякакъв дизайн и мощност.
Пилотното възстановително отгряване на Първи енергоблок на Балаковската АЕЦ бе осъществено в средата на месец ноември. То доведе до възстановяване на структурата и механичните характеристики на метала на корпуса на реактора до оригиналното му състояние. Според резултатите, този реактор ВВЕР-1000 ще има 15 години допълнителен живот“. Това заяви директорът на Курчатовския институт Михаил Ковалчук. 

Технологията ВВЕР-440

Преди време (повече от 20 години – б.р.) подобна технология бе приложена и тествана на по-малките реактори ВВЕР-440 в Нововоронежката и Колската АЕЦ в Русия, Ровненската АЕЦ в Украйна, Арменската АЕЦ, АЕЦ „Грайфсвалд“ в Германия и АЕЦ „Козлодуй“. Отгряването позволи удължаването на живота им от 45 до 60 години.

Б.Р. – По тази технология се подлагаха на отгряване най-уязвимите места от корпуса на реакторите – заваръчните шевове между отделните пръстени от които е изграден корпусът на реактора.

Технологията ВВЕР-1000

В сравнение с ВВЕР-440 реактор ВВЕР-1000 е с по-голям диаметър и има по-дебела стомана.

Така че учените от Курчатовския институт разработиха съвършено нова технология за отгряването на корпуса на реактори с голяма мощност. Металът на корпуса на реактора бе бавно загрят до температура от 565 ^оС. След това започна стационарно отгряване, което продължи 100 часа. После металът бе бавно охладен. Всички технически данни, събрани по време на процедурата, ще бъдат представени в доклад, който ще бъде представен за одобрение на руския национален регулатор (Ростехнадзор).

За справка

„Росатом“ е единствената компания в света, която предлага интегрирани решения за чиста енергия, включително дизайн, строителство и експлоатация на АЕЦ, добив на уран, конверсия и обогатяване, доставка на ядрено гориво, извеждане от експлоатация, безопасно съхранение  и транспортиране на отработено ядрено гориво.
Със седемдесетгодишния си опит компанията е световен лидер на високоефективни решения за всякакви типове АЕЦ. „Росатом“ работи и в сегментите на ветрогенерацията, ядрената медицина, съхраняване на енергия и т.н.

Корпорацията обединява над 300 предприятия и организации с над 250 хиляди служители.
„Росатом“ е най-големият строител в света на АЕЦ от последно поколение с 10-годишен експортен поръчков портфейл на стойност 133 милиарда долара.
В световен мащаб „Росатом“ има вторите по големина уранови резерви и държи 40% от пазара по обогатяване на уран.

Съвременните ядрени енергоблокове, които имат експлоатационен живот до 60 години и могат да оцелеят в продължение на 72 часа при тежки аварии без намесата на операторите – имат подобрени характеристики, повишена производителност и други подобни.

Но факт е, че абсолютното мнозинство от АЕЦ по света са построени през миналия век. От диаграмата на уебсайта на МААЕ всеки, който иска, може да види колко голям дял имат блоковете на възраст 30 години или повече.
Те се експлоатират, носят доходи на собствениците, но са необходими грижи за поддържането на тяхната безопасност на подходящо ниво и по специален начин.
Да не забравяме, че аварията във Фукушима е започнала с блок номер 1, най-старият блок в централата, който достигна 40-годишна възраст към времето на инцидента.

Когато става въпрос за безопасността на старите блокове, широката общественост и дори много специалисти започват да обсъждат глобални проблеми – състоянието на аварийни дизелови генератори или басейна за отлежаване на касетите (БОК), начините за задържане на разтопеното гориво вътре в корпуса на реактора, както и други подобни проблеми.
Но, както казват американците, дяволът е в подробностите (the devil is in the detail). Обезточените по време на аварията входни врати на площадката на АЕЦ “Фукушима-1” по подразбиране са били в положение „затворено“ и пожарната кола, която е пристигнала на помощ на персонала, който е търсил всички възможни средства, за да заливат реакторите с вода , е загубил ценно време. Може би тази дреболия, това непредвидено закъснение, стана точно тази сламка, която счупи гърба на камилата (straw that broke the camel’s back), последната сламка, която счупи гърба на ядрената камила?

Затова днес бих искал да ви разкажа за малките неща, за тези малки неща, които са по-близо до нас – есксплоатиращите ядрени енергоблокове с ВВЭР по съветски проекти.

Вентилационната система на блоковете с ВВЕР, построени по съветски проекти, решава проблема с улавянето на радиоактивен йод-131 (J¹³¹) чрез въглищни адсорбери. Тъй като абсорберите се изтощават, те трябва да бъдат заменяни или възстановявани.

Въглищният адсорбер

Какво представлява въглищният адсорбер?
Като цяло това е филтър с въглища. През въглищата преминава въздуха, събиращ се от цялата вентилационна система на блока.

Въглищата, които се използват в адсорбера представляват импрегниран активен въглен, т.е. въглища със специални добавки. От обикновения активен въглен, той се различава, наред с другите неща, с наличието на допълнителни отвори (пори), което дава възможност да се увеличи площта на абсорбцията на йод-131.

За да се намали ефективността или дори за излизане от строя на въглищния адсорбер, в допълнение към действителното запълване на филтъра с йод, има две причини.
Прахът, постъпващ във филтъра от специалната вентилационна система, запушва порите. В допълнение, въглищата има свойството на изтриване (абразия), като в този процес се появява въглищен прах.

Проблемът е изследван обстойно

Процесът на износване във въглищните  адсорбери на блоковете с ВВЭР-1000 е изследван обстойно в Националния научен център на Харковския физико-технически институт (ННЦ ХФТИ) – Украйна.
Учените след като са анализирали изтощените филтри АУ-1500, са установили следното:

“Първо, при номиналните стойности на въздушния поток през адсорбера (500 … 2000 m³/h), в горната част на филтъра се получава вихрово движение на въздуха над повърхността на адсорбента, поради турбулентността на потока.
На второ място, поради технологични недостатъци при производството на филтрите между повърхността на адсорбента и притискащата мрежа, често има празнини до 50 мм.
Затова горният слой гранулиран адсорбент на индустриалните въглища СКТ-3 се въвлича в интензивно вихрово движение и се изтрива. Под действието на въздушния поток въглищния прах се изтегля вътре в адсорбера”.

http://dspace.nbuv.gov.ua/bitstream/handle/123456789/80092/18-Fedorova.pdf?sequence=1

Последствията

Един от най-разпространените видове въглищни адсорбатори, използвани на ВВЭР-1000, е адсорберът АУ-1500 или неговата модификация АУ-1500-1. Според многолетния опит такива филтри губят качеството си след около 4-5 години работа.
При забитите (частично запушените) филтри аеродинамичното съпротивление рязко се увеличава. Производителността на вентилационната система се намалява, необходима е подмяна или възстановяване на филтъра.
Разбира се, можете да се постъпи и по друг начин – да се изключи запушения филтър от общата вентилационна система, но степента на пречистване на въздуха от йод-131 ще намалее.

Актуалните проблеми

Проблемите на въглищните адсорбери са общи за цялата ВВЭР общност. А за някои от операторите на АЕЦ през последните години те са придобили особена актуалност.

В неотдавнашната (2014 г.) научна публикация на ХФТИ нейните автори писаха откровено: „За всички АЕЦ в Украйна проблемът с възстановяването и реконструкцията на съществуващите вентилационни системи и специалното почистване на газове (спецгазоочистка) остава актуален. Към момента, Украйна има голям брой въглищни филтри, които изискват подмяна или възстановяване на използваните адсорбенти“.“

http://vant.kipt.kharkov.ua/ARTICLE/VANT_2014_2/article_2014_2_85r.pdf

Възможните решения

Положението може да бъде отстранено чрез възстановяване на филтрите и тази техника беше патентована от ХФТИ през 2006 година – въглищата се пресяват и регенерират.
Същевременно загубите са много високи – до 20% от масата на въглищата, т.е. до 26 кг на един филтър.
Също така, тази работа е трудоемка и радиационно опасна.

По-лесният начин е изцяло да се заменят въглищата. За всеки филтър в този случай ще са необходими 130 кг импрегниран активен въглен.
Но и тук има сложност, тъй като въглищата СКТ-3, използвани във филтрите АУ-1500, се произвеждаха само в Русия и сега производството им е преустановено.

По този начин, за украинските блокове с ВВЭР ще трябва да търсят нови марки въглища, и евентуално да измислят нови конструкции на филтрите.
За Украйна сама да реши този проблем е много сложно. Например, съгласно настоящите изисквания, пробите от сорбентите трябва да отговарят на дадените степени на пречистване както за йод-131, така и за метилйодид-131, но в Украйна няма сертифицирани организации или стендове, необходими за извършване на такива проверки.

Системата за електронни търгове „Прозорро“ въведена в Украйна допринася за създаването на допълнителни трудности. Държавният купувач няма право да посочва в заявката си предпочитание към някой от доставчиците.
В резултат на това чрез системата „Prozorro“ могат да се предлагат въглища за филтрите на украинските АЕЦ от неизвестни доставчици – например, появиха се посредници от Шри Ланка.
Продавачът се избира от условието за минимална цена, а проверката за съответствие с изискванията за степента на очистване трябва да се прави отделно от търга.

Хубава работа, ама украинска

Украински ядрени енергетици са принудени да се справят с проблема на въглищните филтри самостоятелно. ХФТИ извършва изследвания за сравняване свойствата на различни марки въглища за своя сметка, без държавна подкрепа.
Собствена конструкция филтри (с касети) внедряват на ЮУ АЕЦ без каквито и да било работни контакти с  работи отношения с ВВЭР общността и, преди всичко, без контакти с главния конструктор, генералния проектант и научния ръководител.
Това е така, защото на контактите с тези руски предприятия Украйна е наложила стриктна забраната по политически причини.

Вместо заключение

Общността на потребителите на ВВЕР не е толкова голяма. Сериозен проблем на един от потребителите (вероятно по-ниско качество на очистване на йод-131, заради излизане от строя на филтрите от специализираната вентилация – това е много сериозен проблем, а неговата тежест не е необходимо да се обяснява в този специализиран професионален сайт) може да повлияе неблагоприятно на всички потребители, включително на АЕЦ „Козлодуй“.
Защото политиката си е политика, но професионалните въпроси, и особено въпросите, свързани с безопасността на АЕЦ, трябва да продължим да решаваме заедно, а не всеки да свира в своя ъгъл.

Конференцията е XII-та от поредицата международни конференции под същото заглавие, от 1994 г. насам, и се провежда на всеки две години в сътрудничество с МААЕ.
Тя е форум за обмяна на идеи и опит в областта на моделирането и експлоатацията на ядреното гориво в България, както и в други страни, използващи гориво ВВЕР.
В конференцията участваха 108 изявени учени и специалисти от 15 държави, които включват експерти от 2 международни и 37 национални изследователски и проектантски организации, както и от индустрията, от регулиращите органи и от ядрените централи.

Източник: http://www.inrne.bas.bg/index.php/hot-news-archive/571-news-wwer-12-2017

Служители на „ОКБ ГИДРОПРЕСС“ (включен в машиностроителния дивизион на Росатом – „Атоменергомаш“) взеха участие в 12-та международна конференция за горивото ВВЭР, която се проведе в средата на септември в Несебър.
Делегацията на ОКБ „ГИДРОПРЕСС“ се състоеше от четирима специалисти, всички направиха презентации.

По време на конференцията бяха обсъдени редица въпроси: реални проблеми и решения за целия жизнен цикъл на горивото VVER – проектиране, производство, експлоатация на горивни инсталации, експериментални изследвания, работа с отработено ядрено гориво.

Участниците от ОКБ „ГИДРОПРЕСС“ в своите доклади подчертаха задачите за по-нататъшно развитие на активните зони на ВВЭР, тестване на горивните елементи на перспективните конструкции на ТВС РУ ВВЭР, тестване на опциите за проектиране на филтри против вибрации, експериментални изследвания на здравината на горивните сборки.

Участниците в конференцията бяха много заинтересовани от доклада на представителя на ОКБ ГИДРОПРЕС АД, ръководител на лабораторията за експериментални изследвания на здравината на оборудването на АЕЦ Виктор Макаров – КТН : „Експериментални изследвания на здравината на горивните сборки за реакторите с вода под налягане“.

Конференцията бе насочена към повишаване на квалификацията на участниците, като осигури възможността за обмен на информация за най-важните и интересни постижения, задачи, решения, планове за създаване и експлоатация на гориво за ВВЭР.

Източник: Медиа-центр АО Атомэнергомаш

Б.Р. Конференцията се провежда на всеки 2 години, при закрити врати.
Преди 2 години (http://atominfo.bg/?p=41031), от 23 септември до 3 октомври във Варна бяха представени 77 доклада посветени на проектирането, производството, моделирането и експерименталната поддръжка на горивото за ВВЭР.

Засегнати бяха следните въпроси:

        Участието на Гидропресс – Конструкторското бюро участва във всички основни етапи при подготовката и реализацията на проектите в чужбина. Взема също участие при монтажа на оборудването, въвеждането в експлоатация и при другите бстадии от жизнения цикъл на енергоблоковете.;
Индивидуалност на изискванията – Долкадчикът отдели няколко главни направления , по които чуждестранните клиенти имат индивидуални изисквания. Посочени бяха и допълнителни изисквания от страна на чуждестранните клиенти при обосноваване на проектите. Например – изискванията към външни динамични въздействия са по-строги в сравнение с руските норми.;

Сеизмичните въздействия – обърнете внимание на различните специфични изисквания за сеизмична устойчивост при проектите в чужбина.

Финландският опит – Докладчикът специално се спря на един важен пример за взаимодействие с чуждестранен клиент – разчетното обосноваване ресурса на корпуса на реактора на АЕЦ “Ханхикиви-1”.

Примери за нови решения – В заключителната част на доклада си Игорь Щекин се спря на някои нови решения, които са били реализирани в проектите на реакторните установки за чуждестранните клиенти.

Подробности на: http://www.atominfo.ru/newsp/w0829.htm

Това бе заявено на мащабната международна конференция в Прага „ВВЕР-2016“.
На конференцията се обсъждаха въпроси, отнасящи се към различни аспекти от жизнения цикъл на АЕЦ с руски водо-водни реактори ВВЕР.
В момента това е и основният експортен продукт на руската държавна корпорация „Росатом“, която изгражда с технологията ВВЕР осем енергоблока на територията на Руската Федерация, а в портфолиото й от поръчки има и още 36 блока в чужбина.

Иржи Колиба, заместник-министър на промишлеността и търговията на Чехия отбеляза, че в цялата история на чешките атомни електроцентрали не е имало нито една аварийна ситуация.
„Не е тайна, че Чешката република планира да изгради нови ядрени източници на електроенергия и е ясно, че при наличието на определен опит, той е добре да бъде продължен.
Строителството на нови генерации в АЕЦ „Темелин“ и АЕЦ „Дуковани“ е на дневен ред“, добави Колиба.

В подкрепа на това се изказа и президентът на Чешкото ядрено общество Данеш Буркет, който е работил над 20 години в АЕЦ „Дуковани“.

На конференцията бяха представени статистически данни, които потвърждават надеждността и безопасността на реакторите ВВЕР. Коефициентът за принудителни загуби на електроенергия, характеризиращ безопасността на АЕЦ, за реакторите ВВЕР е 0.23%, докато за реактори от други видове той се колебае от 0.9 до 1.2%.

Експертите отбелязват, че ниската стойност на този показател свидетелства за добро техническо състояние и надеждна работа на основното оборудване на централите с реактори ВВЕР.
В същото време, броят на всички автоматични непланови спирания на реактора в критични състояния е равно на нула за една година работа на реактор ВВЕР, докато при други типове реактори този показател се колебае от 0.67 до 0.78.

Източник: www.cz.sputniknews.com

„Компаниите определиха като своя приоритетна задача сътрудничество за подготовка на инструктори и оператори за нови АЕЦ с реактори ВВЕР“, се казва в съобщение на „Русатом Сервис“.

Според генералния директор на компанията Евгений Салков за промотирането на технологиите на реакторите ВВЭР на международните пазари е „необходимо да се създават нови подходи и инструменти за обучение на персонала на АЕЦ, подготовка на инструктори и учебно-методически материали за чуждестранни клиенти“.

Испанската компания „Tecnatom“ е активен участник на международния пазар, съпътстващ услугите за АЕЦ, с опит в областта на оценката на човешките ресурси, пултове за управление и тренажори, обучение на инструктори и оператори, експлоатационна поддръжка и противоаварийно реагиране, тестове и доставка на оборудване.

Източник: http://www.nuclear.ru/news/99125/

Блоковете на АЕЦ “Козлодуй”

Юрий Григорьевич, какво можете да кажете относно АЕЦ “Козлодуй”? Като е известно, козлодуйските хилядници отиват към края на проектния експлоатационен срок.

Аз имам твърде просто и еднозначно отношение към българската централа. Козлодуйските блокове – даже тези, които бяха изведени от експлоатация – са едни от най-добрите в света.

Българските блокове притежават колосални предимства пред мого други блокове, а именно, реална естествена безопасност. Големи запаси от вода, хоризонтални парогенератори, и така нататък.

Ресурсът на българските хилядници беше определен, на базата на това ниво на знанията, което е било налично към момента на тяхното проектиране и изграждане. Сега разбираме, че има възможност за удължаване на ресурса им до 50 и повече години.

Аз не обичам използването на термина “продължаване” използван за енергоблоковете, въпреки, че това определение се е наложило.

Считам, че в резултат на изпълнението на съответните дейности трябва да получим фактически един нов енергоблок с нови качества.

Следователно, трябва да се изпълни сериозен обем от работа за това, че да се осигури най-високо ниво на безопасност.

В България има противници на подобен подход. Те казват, че хилядниците могат да работят още 10 години без значителни модернизации, а после ще стане ясно, дали са необходими те на страната или не. Да се убедят в това, че новите знания трябва да се претворяват в живота, е много трудно.

Те трябва да бъдат убеждавани на технически език, да се канят специалисти,да се обменят мнения,да се изучава опитът – включително и руският.

Аз съм бил на руските централи, където е извършено ПСЕ. Те изглеждат значително по-добре и по-красиво, а най-важното – те са много по-безопасни и надеждни в експлоатацията, отколкото по-рано. Подходът трябва да бъде именно такъв.

Да, самите централи не са против. На АЕЦ “Козлодуй” също биха искали да направят именно така. Но идват политиците и разправят, че това струва пари. Цените сега нерядко се определят по политически начин.

Бих посъветвал българските колеги по-активно да задействат такива ресурси, като ядрената общност, академията а науките. Трябва да се води разяснителна работа, да достигне информацията до обществото и политиците, как е правилно да се изпълнява ПСЕ на енергоблоковете.

Политиците могат да имат свой поглед върху нещата, обосновани от едни или други причини. Аз считам, че техническите специалисти, които работят по едно и също техническо направление – в нашия случай, по направлението ВВЭР – са длъжни в отговор да се кооперират, да обединяват усилията си и да отстояват тези позиции, които в крайна сметка са насочени за благото на страните, за благото на хората.

Продължителност на живота на ВВЭР

Юрий Григорьевич, Вие как мислите, какво е вашето лично мнение – блоковете-хилядници с ВВЭР колко време могат да се експлоатират?

Моето мнение е, че специално да се теглят блоковете до някакъв определен срок не трябва. Нещо повече, така да се прави просто не трябва.

Във всяка конкретна ситуация трябва да се направи обосновка и да се докаже, че нивото на безопасност на блока не е по-лошо,отколкото в началното му състояние, а също, че съответства на съвременните изисквания. И оттук вече трябва да се тръгне.

Но да се определя един или друг продължен срок за експлоатация по волунтаристични методи – в никакъв случай не трябва да става.

Разбира се, на всички блокове с ВВЭР по начало бяха заложени големи запаси. Вие виждате, че на тези блокове успешно се извършва ПСЕ и се решават задачите по повишаване на мощността. Това е нормален процес, протичащ практически във всички държави, където работят ВВЭР.

Но аз подчертавам – не бива просто така да се определя произволно срокът за експлоатация до който блоковете могат да достигнат. Не – за всеки блок по отделно са необходими конкретни решения!

Но при американците е популярна темата за ПСЕ до 80 години, и даже вървят разговори за ПСЕ до 100 години.

Правилно е ,че такива обсъждания се провеждат. Действително, както ви казах вече, техническата база за възможността за ПСЕ в проектите ВВЭР е заложена. Някой от ограниченията, поставени по-рано, днес изглеждат измислени.

Кой, все-пак, ще бъде основният ограничаващ елемент, пречещ на продължаване на сроковете за експлоатация? Бетонът или корпусът?

Според големите изчисления, корпусът на реактора няма да бъде този възел, заради който животът на енергоблока като енергиен обект трябва да бъде прекъснат. Противопоставянето срещу крехкостното разрушаване на нашите стомани е осигурено даже и при големи флуенси.

Освен това, съществуват и са изпробвани в практиката редица мероприятия, позволяващи да се компенсира влиянието върху корпуса на реактора на облъчването и на другите неблагоприятни фактори.

Тоест, Вие считате, че ограничения по корпуса на реактора и другите трудно-заменяеми елементи няма да има? И те е възможно по един или друг начин да бъдат реабилитирани, да се възстановят качествата им и да се продължи експлоатацията им? Да се върнат в състояние, повече или по-малко съвпадащо с началното…

Не в повече или по-малко съвпадащо, а в по-добро. Да, като цяло това е напълно реална и изпълнима задача. Разбира се, възможни са и някой особени случай, но общата тенденция е именно такава.

Има такъв въпрос по повод модернизацията на енергоблоковете. Понякога то приличат на змей, който иска да си откъсне опашката. Занимавайки се с безкрайни модернизации за повишаване на безопасността и т.н., нямали да се вкараме в такова положение, при което блокът ще престане просто да бъде нормално управляем?

Трябва да знаете, че ние все пак така не правим, не го докарваме до такова състояние. Рационализатори, разбира се, има навсякъде, във всеки отрасъл. Но ние считаме, че всяко изменение на проекта трябва да бъде обосновано на същото ниво, както и първоначалният проект.

Такъв подход трябва да бъде закрепен на нивото на жизнено кредо. Фактически, това е основно правило в ядрената енергетика.

Въобще, кога се поставя въпросът за модернизация на енергоблока? Най-често, това става, когато някакъв компонент излиза от строя или е изработило своя ресурс. Вторият повод за модернизация е възможността за получаване на грамаден (подчертавам!) икономически ефект. Или ако има необходимост да се приведе нивото на безопасността към ново изискване , което е формулирано от надзорния орган.

В останалите случай, извинете, но измененията и модификациите не са в полза на блока, и да се занимавате с тях не трябва.

Бъдещето на отрасъла

В България често си задават такъв въпрос. Ето имаме блок, построен преди много години. Има страна-доставчик – тоест, вие, Русия – която е построила този блок. Дошло е време да се замени едно или друго оборудване на блока. Страната-доставчик ще може ли да направи това? Може би някой неща Русия вече не произвежда?

Въпросът, разбира се, не е към мен. Ще изкажа личното си мнение. Този проблем не засяга само България, ние в Русия също имаме стари блокове. Разбира се, при нас всичко необходимо е запазено. Заводите си останаха, технологиите също, така че не виждам проблем.

А хората? Останаха ли?

Погледнете в дясно, моля. Това са студенти от катедрата, която аз завеждам, в МГТУ на името на Бауман.

Те изучават ядрени специалности, дошли са на „Атомэкспо“, за да се запознаят по-добре с ядрените технологии. Ето ви младите хора – нашето бъдеще. Ние им предаваме нашия опит, нашите подходи, които те ще прилагат в своята работа.

Възприемането на света при сегашните млади хора не е такова, каквото беше при нас.

Не съм съгласен. Много зависи от средата, в която те се възпитават. Включително, от преподавателите, които има голям принос при формирането на идеологията на бъдещите ядрени енергетици.

За студентите от моята катедра с удоволствие мога да кажа – това съвсем не са лоши деца. Те идват при нас на практика, а при дипломирането и са почти готови специалисти. И това е много важно, включително, от гледна точка на запазване на критичните знания.

Важно е и от гледна точка на адаптацията на младите специалисти в отрасъла. Колкото по-бързо те ще успеят да навлязат в него, толкова по-бързо те ще пораснат до нивата с добро заплащане на труда им, и толкова по-големи ще са шансовете им – те да останат в ядрения отрасъл.

Доброто заплащане – това е нещо важно. Но в нашия свят, засега, все още не се измерва всичко само в пари. Въпреки, че и парите са необходими.

Вие сте абсолютно прави. Това е комплексен въпрос.Специалистът трябва да получава достойна заплата, на него трябва да му е интересно да работи. На него трябва да му бъде приятно и удобно да се труди в красиви здания. На работното му място трябва да има съвременна техника и оборудване.

Ако всичките тези точки бъдат изпълнени, тогава хората няма да напускат отрасъла – напротив, ще се стремят да влязат в него.

Юрий Григорьевич, как става – изпълняват ли се тези точки за Вашите студенти?

Всички випускници на катедрата, която завеждам, от последните пет години сега работят по специалността си.

Удивително!

Знаете ли, аз също съм удивен. Е, много се радвам на това обстоятелство. Разбира се, много се радвам, че випускниците на катедрата са търсени от отрасъла.

Благодарим Ви, Юрий Григорьевич, за интервюто за AtomInfo.Ru и AtomInfo.Bg.

Това стана ясно по време на конференцията Power Gen Europe в Амстердам.

Все повече страни и компании се доверяват и предпочитат руските ядрени технологии, като това се потвърждава и от избора на Финландия, Унгария и Турция в последно време.

По време на панелната дискусия беше откроено едно от ключовите предизвикателства, с които се сблъсква ядрената енергетика в света, а именно въпросът за оптималните финансови решения при оборудването на АЕЦ.

„В международните си проекти „Росатом“ използва различни инструменти за финансиране – от предоставянето на междудържавен кредит за оборудването на ядрена централа, както е в Унгария и Беларус, до инвестиционно участие в уставния капитал на компанията, която отговаря за оборудването и бъдещата експлоатация на АЕЦ, както е в Турция или Финландия. Търсенето на оптимално финансово решение при оборудването на централата е една от съставните части на интегрираното предложение на руската държавна корпорация „Росатом“ за международните пазари“, заяви Юка Лаксонен, съветник на генералния директор на „Русатом Оверсиз“.

В рамките на сесията „Нови технологии в АЕЦ“ той представи руският проект за реактори ВВЕР от поколение „3 плюс“.

Лаксонен подчерта, че проектът отговаря на най-съвременните изисквания за безопасност, съчетава уникална комбинация от пасивни и активни системи за сигурност.

Той се опира на проверени във времето решения, които потвърждават своята надеждност с вече 1300 реакторни години безаварийна експлоатация на ВВЕР-реакторите.

Източник: http://www.aem-group.ru/

Пет страни-членки на ЕС (България, Чехия, Финландия, Унгария и Словакия) експлоатират 18 ядрени реактора с такъв дизайн, които към момента са изцяло зависими от доставките на руски производители на ядрено гориво.

Тези реактори осигуряват до 52% от електропроизводството в съответните държави-членки. Финансирането от ЕС цели да диверсифицира източниците на ядрено гориво в краткосрочен до средносрочен план, което е в пълно съответствие с международните стандарти за ядрена безопасност.

Ядрената енергия осигурява 55% от нисковъглеродното електричество в ЕС.

„Решението, взето от ЕС – да финансира този проект, е от изключително значение“, сподели Ив Браше, президент на „Уестингхаус“ за Европа, Близкия изток и Африка. „Така Европейският съюз демонстрира, че има сериозни намерения по отношение на вземането на мерки за подобряване на енергийната сигурност чрез диверсификация на източниците на ядрено гориво. Към настоящия момент всички руски реактори в ЕС разчитат на ядрено гориво от Русия. Проектът ще помогне за засилване и подобряване на сигурността на европейските доставки на това гориво,“ добави още Браше.

Европейското финансиране се осигурява по програма „Евратом“ за изследвания и обучение, която е част от „Хоризонт 2020“ – програма за научни изследвания и иновации към ЕС. Проектът, познат като ESSANUF (Европейски доставки на безопасно ядрено гориво), се фокусира върху лицензирането на доставчици на алтернативно ядрено гориво за проектирани в Русия реактори с вода под налягане (тип ВВЕР), опериращи в ЕС. „Уестингхаус“ ще е координатор на проекта, а партньорите в консорциума са: VUJE, ÚJV Řež, Технологичен университет Lappeenranta  (LUT), Национална ядрена лаборатория (NNL), NucleoCon, Национален научен център „Харков“ към Институтa по физика и технологии (NSC KIPT), Институт за транс-уранови елементи към съвместния изследователски център на Европейската комисия (JRC-ITU) и  Enusa Industrias Avanzadas (ENUSA).

Всеки партньор допринася със своите опит и компетентност в избраните от тях сфери: „Уестингхаус“ (чрез офисите си в Швеция и Великобритания), ENUSA (Испания) и NNL (Великобритания) имат значителен опит в проектирането, лицензирането и производството на ядрено гориво на „Уестингхаус“ за реактори тип ВВЕР-440 в комбинация с експлоатационния опит на същото в АЕЦ Loviisa във Финландия. VUJE (Словакия), ÚJV Řež (Чехия), LUT (Финландия) и NSC KIPT (Украйна) имат голям опит в разработването на анализи на безопасността, лицензирането на ядрено гориво и опит в работата с местните регулатори в съответните страни. JRC-ITU (ЕС) и NucleoCon (Словакия) са експерти в развитието и адаптирането на  TRANS-URANUS, код, широко използван и общодостъпен за анализ на откази при лицензиране на ядрени реактори, работещи с технология вода под налягане.

Към настоящия момент в ЕС има 131 атомни електроцентрали, над 60% от които са базирани на технологии на „Уестингхаус“ (американски или европейски проекти). Пет страни-членки (България, Чехия, Финландия, Унгария и Словакия) експлоатират руски реактори (четири реактора от типа ВВЭР-1000 и четиринадесет от типа ВВЭР-440).

След успешно проведена програма за проектиране и изпитания на тестови горивни касети (LTA), в периода от 2001 до 2007 година „Уестингхаус“, заедно с ENUSA, е доставяла ВВЭР-440 гориво от завода си в Престън, Великобритания, за АЕЦ „Ловиза” (Финландия) в количества, гарантиращи едногодишен цикъл за презареждане на реактора. Ядреното гориво оперира безпроблемно, отговаряйки на всички регулаторни изисквания за най-високите нива на безопасност. От 2008 г. цялото ядрено гориво за атомната електроцентрала в Ловиза се доставя от Русия.

„Уестингхаус“ е глобален доставчик на ядрено гориво за реактори с вода под налягане (PWR), включително за реактори, проектирани с руска технология ВВЕР, както и за кипящи реактори (BWR) и усъвършенствани реактори с газово охлаждане (AGR). Понастоящем „Уестингхаус“ доставя ядрено гориво за 143 централи в целия свят, 65 от които са в Европа, и има 10 завода за производство на ядрено гориво в света, включително два в Европа: Springfields Fuels Limited в Престън, Ланкашър, Великобритания, и Westinghouse Electric Sweden във Вастерос, Швеция. „Уестингхаус“ е най-големият доставчик на ядрено гориво в Европа, също така е и единственият друг производител на гориво за реактори с технологията ВВЭР. През декември 2014 г. „Уестингхаус“ и Националната атомна енергогенерираща компания „Енергоатом“ (Украйна) се споразумяха за значително увеличаване на доставката на ядрено гориво за украинските атомни електроцентрали ВВЕР 1000, което ще бъде доставяно от завода за ядрено гориво на компанията в Швеция.

„Уестингхаус Електрик Къмпани“, компания от групата „Тошиба Корпорейшън“, е пионер и световен лидер в ядрената енергетика и водещ доставчик на продукти за атомни електроцентрали и технологии за енергийни компании по целия свят. През 1957 г. в Шипингпорт, Пенсилвания, САЩ, „Уестингхаус“ доставя първия в света ядрен реактор с технология вода под налягане. Днес технологии на „Уестингхаус“ са основа за приблизително половината от действащите атомни електроцентрали в света, включително над 50% от тези в Европа.

Източник: http://www.westinghousenuclear.com/About/News/View/Westinghouse-led-Group-Wins-EU-Backing-to-Diversify-Nuclear-Fuel-Supply-to-VVER-Reactors

Б.Р. – Разпределение на сумата между участниците в консорциума:

Coordinator

WESTINGHOUSE ELECTRIC SWEDEN AB

Sweden

EU contribution: EUR 736 005 – Participants VUJE AS

Slovakia

EU contribution: EUR 140 210 – UJV REZ, a.s.

Czech Republic

EU contribution: EUR 203 905 – LAPPEENRANNAN TEKNILLINEN YLIOPISTO

Finland

EU contribution: EUR 302 500 – NATIONAL NUCLEAR LABORATORY LIMITED

United Kingdom

EU contribution: EUR 132 175 – NUCLEOCON SRO

Slovakia

EU contribution: EUR 178 125 – NATIONAL SCIENCE CENTER KHARKOV INSTITUTE OF PHYSICS AND TECHNOLOGY

Ukraine

EU contribution: EUR 112 750 JRC – JOINT RESEARCH CENTRE• EUROPEAN COMMISSION

Belgium

EU contribution: EUR 181 368 – ENUSA INDUSTRIAS AVANZADAS SA

Spain

EU contribution: EUR 66 875

“Продължаването на сроковете за безопасна експлоатация на АЕЦ е важно както за Европа, така и за Русия. Ние имаме положителен опит от съвместната работа, и аз съм уверен в по-нататъшното укрепване на сътрудничеството в тази сфера”, – заяви в своето изказване генералният директор на АО „Концерн Росэнергоатом“ Евгений Романов по време на пленарната сесия на международния конгрес по усъвършенстване на АЕЦ (ICAPP 2015) в Ница.

В рамките на конгреса Росатом съвместно EDFорганизира кръгла маса на тема: “Икономическите и технически въпроси на ПСЕ на АЕЦ”, с участието на представители на компаниите „Engie“ (бившата „GDF-Suez“), „Vattenfal“l, Агенцията по ядрена енергия и АЕЦ „Козлодуй“ (България).

ПСЕ на корпуса на реактора – експертно мнение

Андрей Цовянов, завеждащ отдел №31 на АО „НПО „ЦНИИТМАШ“:

”Продължаването на срока за експлоатация на корпусите на ядрените енергийни реактори ВВЭР е актуална задача”.

Един от основните фактори,ограничаващи срокът на експлоатация на корпусите на реакторите е повишаването на крехкостта на метала на заваръчните шевове по действието на неутроното облъчване. Това създава опасност за по-нататъшната експлоатация на блока.

Крехкостното разрушаване е най-опасно, защото може да стане мигновено и без забележими предварителни изменения на състоянието на метала.

С помощта на създаденото от сътрудниците на АО „НПО „ЦНИИТМАШ“ оборудване за извършване на възстановителна термообработка (отгряване), срокът за експлоатация на блоковете може да бъде продължен с 10 до 30 години.

Оборудването осигурява възстановяване на механичните свойства на заваръчните шевове за сметка на термична обработка в зададен температурно-временен режим.

Една от важните особености на метода се заключава в това, че процесът на отгряване става в условията на АЕЦ без демонтаж на корпуса на реактора. Оборудването се транспортира до мястото на отгряването в разглобен вид на транспортни единици, опаковани в контейнер, което съществено намалява разходите по логистиката.

По-рано възстановителни дейности са извършвани на реакторите ВВЭР-440 в Ровенската, Нововоронежската, Арменската, Колската АЕЦ, АЕЦ „Грайфсвалд“ в Германия и АЕЦ „Козлодуй“ в България.

Сега вече има създадено оборудване за възстановителна термообработка на заваръчните шевове на корпуса на реактора ВВЭР-1000. То успешно премина горещите изпитания и е признато за годно за извършване на изпитания върху чист корпус на реактора.

За 2018 година е планирано отгряване на заваръчните съединения на първи блок на Балаковската АЕЦ. Наред с термичната обработка на заваръчните съединения на корпуса на реактора ВВЭР-1000, за първи път ще бъде извършено отгряване и на основния метал на корпуса на реактора.

Източник: http://atominfo.ru/newsk/r0849.htm

Подробности за технологията: http://mntk.rosenergoatom.ru/mediafiles/u/files/Doklady/Dub.pdf

Опитното конструкторско бюро «Гидропресс», създадено през 1946 година, пристъпи към разработването на първата реакторна установка с ВВЭР за АЕЦ през 1955 година.

Началото

На Института по атомна енергия (ИАЭ) под непосредственото ръководство на академик И.В.Курчатов беше дадено техническо задание за проектиране на първия ВВЭР за АЕЦ с електрическа мощност 210 MW.

С постановление на Правителството разработването на проекта ВВЭР-1 беше възложено на ОКБ «Гидропресс», което още през декември 1955 година направи идейния проект, а през 1956 година – техническия.

Разработването на проекта, изграждането и опита при експлоатацията на ВВЭР-1, въведен в действие на Нововоронежската АЕЦ през 1964 година, имаха изключително важно значение за по-нататъшното развитие а АЕЦ с ВВЭР в СССР и в чужбина.

За кратко време на Ижорския завод беше създадено оборудване за изработване на корпуса на реактора, вътрешно-корпусните устройства, презарядната машина и други.

Завършващ етап беше контролната сглобка на готовия реактор с касети-имитатори и приводите СУЗ на специално изработеният висок стенд в Подолския машиностроителен завод Орджоникидзе.

Успехите в създаването на ВВЭР до голяма степен бяха предопределени от научното ръководство на ИАЭ И.В.Курчатов.

Създаването на ВВЭР-1 даде възможност на ОКБ «Гидропресс» да разработи в кратки срокове редица проекти: ВВЭР-2, ВВЭР-ЗМ, ВВЭР-440. Тези проекти се причисляваха към първо поколение, разработването на които ставаше по общите промишлените норми поради липсата на държавни нормативи за безопасност на АЕЦ.

ВВЭР 440

При разработването на проекта ВВЭР-440 за АЕЦ “Ловииза” във Финландия бяха приети изискванията на клиента по осигуряване на безопасността на АЕЦ. Всички следващи проекти ВВЭР са разработвани съгласно изискванията на държавната нормативно-техническа документация за осигуряване на безопасността на АЕЦ, която беше разработена съгласно международните стандарти. Първият блок на АЕЦ “Ловииза” беше въведен в експлоатация през 1977 година.

Висока оценка за работата на АЕЦ по руски проект дава директорът на централата «Ловииза» Андерс Палмгрен: “Централата, построена тук е една от най-добрите в света… Ние сме във възторг от нея”. В американския вестник «Вашингтон Пост» през 1978 година беше написано: “Съветската ядрена електроцентрала тук работи, вече 4 месеца без прекъсване, и нито един kWh електроенергия не е загубен…Финландците направо казват, че биха искали да станат агенти по продажбата на съветски ядрени реактори по целия свят. Финландците считат, че конструкцията на съветските ядрени реактори не е по-лоша, отколкото на западните…”

Опитът от създаването на реакторната установка ВВЭР-440 за АЕЦ във Финландия в много отношения беше използван при разработване на проекта за реакторната установка В-213, реализиран на редица АЕЦ в страната и в чужбина и на реакторните установки с ВВЭР-1000.

Развитието на ВВЭР-1000

През 1969 година в ОКБ «Гидропресс» започна разработването на реакторната установка ВВЭР-1000/В-187 за пилотния енергоблок с мощност 1000 MW на Нововоронежската АЕЦ (пети блок). В проекта на РУ В-187 за първи път в СССР беше приета компановка със защитна херметична обвивка (оболочка), използвани са нови конструктивни материали и оригинални технически решения по конструкцията на оборудването.

През септември 1971 година ОКБ «Гидропресс» беше назначено за Главна конструкторска организация по реакторните установки ВВЭР.

Пети енергоблок на Нововоронежската АЕЦ с ВВЭР-1000 беше въведен в експлоатация през 1980 година.

Със запазването на основните компановъчни решения на РУ В-187 от ОКБ «Гидропресс» бяха разработени проектите на РУ ВВЭР- 1000 за енергоблоковете №№ 1, 2 на Южно-Украинската АЕЦ (проект В-302, В-338), проектите на енергоблокове №№1, 2 на Калининската АЕЦ(проект В-338).

През 1978 година е започната разработката на РУ ВВЭР-1000 за голяма серия АЕЦ (проект В-320). Като резултат след 1980 година бяха въведени в експлоатация 14 енергоблока с РУ В-320 и 4 енергоблока от малката серия (един по проекта В-302 и три по проекта В-338).

Въвеждането в експлоатация на енергоблоковете с РУ ВВЭР-1000 беше свързано с изпълнение на голям обем от пусково-наладъчни работи (ПНР) от сътрудниците на ОКБ «Гидропресс».

Процесът на разработване на проектите на РУ ВВЭР постоянно се съпровождаше с търсене на нови решения, осигуряващи високо ниво на безопасност и приемливи технико-икономически показатели, сравними със съответните показатели на най-добрите чуждестранни проекти.

Новите проекти с ВВЭР-1000

Големи усилия положи колектива на предприятието за разработване на проектите на РУ с ВВЭР-1000 за АЕЦ “Тянван” в Китай, АЕЦ «Бушер» в Иран (проект В-446) и АЕЦ «Куданкулам» в Индия (проект В-412). При разработването на тези проекти бяха отчетени специфичните изисквания на клиентите.

Така, при разработването на РУ В-446 беше отчетена необходимостта от използване на вече наличното на АЕЦ “Бушер” оборудване на KWU, което беше използвано в проекта за дострояване на блока, и решенията по строителната част, взети по-рано от KWU. Проектът съответства на повишените изисквания на Клиента по отношение на сеизмичната устойчивост.

Проект В-428 беше разработен без използване на допълнителни пасивни системи за безопасност на основата на използване на надеждни активни системи за безопасност, разширяване на спектъра от проектни режими отчитане в проекта на над-проектни аварии (НПА). Проектът на РУ В-428 е разчетен на сеизмичните въздействия, характерни за площадката на Тянванската АЕЦ в Китай.

В проекта В-412 са отчетени всичките изисквания на клиента, съответстващи на спецификата на обекта. В проекта на АЕЦ “Куданкулам” в допълнение към пасивните системи се използват и традиционните активни системи за безопасносност, а също така е разширен спектърът на проектните и над-проектните аварии.

Реализирани наскоро проекти и проекти в развитие

Дейностите през последното десетилетие бяха насочени към реализиране на Федералната Целева Програма за развитие на ядрения отрасъл. Беше поставена задачата за създаване на конкурентно-способен на вътрешния и на външните пазари проект на сериен енергоблок АЭС – 2006 с реакторна установка ВВЭР-1200. Проектът на РУ беше разработен от ОКБ «ГИДРОПРЕСС».

Сега се подготвя за пуск първият блок с ВВЭР-1200 – №6 на Нововоронежската АЕЦ. Същевременно продължава изграждането на седми блок на НВАЕЦ и първи и втори блок на Ленинградската АЕЦ-2, а също и двата блока на Беларуската АЕЦ.

Равносметката от последните три години показва, че от колектива на ОКБ «ГИДРОПРЕСС» е извършена голяма дейност относно развитието на руския ядрен отрасъл и насърчаване на технологиите ВВЭР в чужбина.

Завършен е и сдаден за промишлена експлоатация трети блок на Ростовската АЕЦ с ВВЭР-1000. Завършен е проектът с реакторна установка с голяма мощност ВВЭР-ТОИ и са набелязани площадки за изграждане на АЕЦ по този проект.

Сдадени са за промишлена експлоатация първи блок на АЕЦ «Куданкулам» в Индия и АЕЦ «Бушер» в Иран с реакторни установки ВВЭР-1000. Изграждат се блокове  №3, 4 на втория етап от АЕЦ «Тянван» в Китай с РУ с ВВЭР-1000.

Сключен е договор за разработване на проект на реакторната установка за АЕЦ “Аккую” в Турция; изпълнени са пред-проектните дейности по АЕЦ «Ханхикиви» във Финландия, АЕЦ «Руппур» в Бангладеш, АЕЦ «Пакш» в Унгария.

Географията на присъствието на ОКБ „Гидропресс“ постоянно се разширяват. Разгръщат се дейности по изграждане на АЕЦ в Египет, Йордания, Виетнам. Всичките посочени блокове са със реакторни установки, проектите на които са дело на ОКБ «ГИДРОПРЕСС».

Като цяло по проекти на предприятието са изградени и предадени за експлоатация 71 енергоблока с реакторни установки ВВЭР.

Равносметката

Сега в експлоатация се намират 55 енергоблока със сумарна мощност 42,12 GWна 20 атомни електроцентрали в Руссия, Украйна, Армения, Финландия, България, Унгария, Чехия, Словакия, Китай, Индия, Иран.

Заедно с разработването на проектите за РУ ОКБ «Гидропресс» извършва дейностите по авторския надзор на действащите и въвежданите в експлоатация АЕЦ.

ОКБ «Гидропресс» взема активно участие в дейностите по модернизациите и продължаване на срока за експлоатация (ПСЕ) на действащите РУ с ВВЭР-440 и ВВЭР-1000.

Високото качество на проектите и съответствието им със световното ниво се постига в значителна степен благодарение на разработването, внедряването и използването при обосноваване на проектите съвременни разчетни кодове, верифицирани и атестирани в съответствие с изискванията на Ростехнадзор. В библиотеката с програми на предприятието се съхраняват повече от 100 разчетни кода. Своята дейност в областта на създаването и развитието на технологията ВВЭР ОКБ «ГИДРОПРЕСС» осъществява в тесен контакт с постоянните си партньори: «Курчатовский институт», АЭП (г.Москва, С.-Петербург, Нижний Новгород), ВНИПИЭТ, ЦНИИ КМ «Прометей», ЦНИИТМАШ, ВНИИНМ им. А.А. Бочвара, ВИАМ, ВНИИЭМ, ВНИИ «Гидромаш», СНИИП, НИТИ, ЦКБМ, ОКБМ, ИМАШ РАН, Концерн «Росэнергоатом», АЕЦ с ВВЭР, заводите: Подольский ЗиО, Ижорский, Электростальский машиностроительный и други.

Източник:

http://www.gidropress.podolsk.ru/images/news/2015/K_60-letiyu_tehnologii_VVER.pdf

Предлагам на вашето внимание поздравлението на ОКБ “ГИДРОПРЕСС”, в което ще научите и множество интересни факти.

Изминаха 50 години от започване на експлоатацията на първия в страната водно-воден енергиен реактор, построен на Нововоронежската АЕЦ.

През всичките тези години колективите на ОКБ „ГИДРОПРЕСС“ и на централата тясно и плодотворно си сътрудничеха. Съвместно е изминат дългия път на раждането и развитието на технологията ВВЭР, която стана и продължава да бъде в основата на съветската и руската ядрена енергетика.

На проведената през 1954 година в Женева (Швейцария) Първа конференция за мирно използване на атомната (ядрената) енергия на базата на докладите на редица страни за достиженията на ядрената наука и техника, включително и доклада на съветските специалисти за започването на експлоатацията на Първата в света АЕЦ, беше направен единодушен извод за целесъобразността от практическото използване от човечеството на новия източник на енергия за производство на електричество. Енергията от делението на ядрата на урана застана в служба на хората за мирни и съзидателни цели.

Разработването на първия в страната водно-воден енергиен реактор (ВВЭР) започна в ОКБ „ГИДРОПРЕСС“ през 1955 година по техническото задание на научния ръководител на проекта И.В.Курчатов. Създаваше се проекта ВВЭР-1 за първи блок на Нововоронежската АЕЦ с електрическа мощност 210 MW. Разработката на ВВЭР-1 ставаше в сложни условия поради отсъствието на опит в проектирането на установки и този тип и на достатъчно информация за резултатите от чуждестранните разработки.

От самото начало подходът към създаване на първият ВВЭР не се ограничаваше до чисто конструкторски проблеми, а включваше необходимостта от изследване на множество принципни научни проблеми. По тази причина ескизният проект на реактора ВВЭР-1, направен в края на 1955 година имаше редица нетрадиционни, но прогресивни решения. Някои от основните технически решения станаха традиционни за всички следващи поколения отечествени ВВЭР.

Разработеният ескизен проект на първия ВВЭР даде основание за Постановление на правителството от 8 август 1955 година, според което на ОКБ “ГИДРОПРЕСС” се възлага разработването на проектите за реактора и парогенераторите на ВВЭР-1, а на завода “Орджоникидзе” в Подолск – производството им.

Строителството на I на НВАЕЦ, включително и монтажа на основното оборудване, започна през 1959 година от организациите на Министерството на енергетиката и електрификацията на страната и беше завършено през 1963 година.

ОКБ „Гидропресс“, като разработчик на основното оборудване на реакторната установка пое функциите на водеща наладъчна организация по първи контур. Сложността на поставената пред ОКБ „ГИДРОПРЕСС“ се определяше не само от спецификата на наладката на първата в страната голяма АЕЦ, но и отсъствието на опит в пусково-наладъчните работи на обикновените електроцентрали. Затова, в периода 1960-1963 година в ОКБ „ГИДРОПРЕСС“ беше извършена голяма и сложна работа по подготовка на кадрите и техническата документация, включително подготовката на специална група от наладъчен персонал, преминал стаж на действащите реакторни установки и участващ в изпитанията на оборудването в заводите производители на оборудването.

Всички дейности по монтажа, наладката и пускането на първите блокове се извършваха в тясно взаимодействие с АЭП, ИАЭ им. Курчатова, ОКБ „ГИДРОПРЕСС“, „Ижорский завод“, „Уралмаш“, НИКИМТ, ЦНИИ КМ „Прометей“, ЦНИИТМАШ и с други организации.

На 30 септември 1964 година първи блок на НВАЕЦ е вклюен в паралел с енергийната система, а на 27 декември 1964 годин централата е излязла на номинална мощност.

“Атомът стана работник, а не войник” именно такъв транспарант беше поставен на лицевата стена на зданието на първи блок на Нововоронежската АЕЦ. Това беше много символично, защото блокът от 210 MW с ВВЭР-1 беше най-мощният в това време с енергиен ядрен реактор в света.

За специалистите от ОКБ „ГИДРОПРЕСС“ непосредственото участие в дейностите по монтажа, наладката и пуска на водещите блокове беше неоценим опит за повишаване на квалификацията и придобиване на знания и способстваше за успешното изпълнение на новите задачи.

Огромният опит, получен при експлоатацията на НВАЕЦ, позволи на специалистите и работниците от централата да участват в пускането на други АЕЦ, предавайки опита си на специалистите от ГДР, България, Финландия, Чехия, Словакия, Украйна и други държави, където са построени блокове с ВВЭР.

Специално трябва да отбележим уникалността на площадката на НВАЕЦ, която е единствената площадка, където са съоръжени, работили са и работят всички първи модификации на ВВЭР (ВВЭР-1 – 1 блок, ВВЭР-3М – 2 блок, ВВЭР-440 – 3, 4 блок, ВВЭР-1000 – 5 блок), проектирани от ОКБ „ГИДРОПРЕСС“. Съвместната работа продължава и сега. Напредва строежът и се готвят за пуск енергоблоковете от втория етап на Нововоронежската АЕЦ с реакторни установки ВВЭР-1200.

АЕЦ днес, както и преди 50 години си остава в авангарда по реализиране на нови проекти.

Желаем на колектива успешно завършване на съоръжаването на новите блокове и надеждна експлоатация на НВАЕЦ.

Източник: http://www.gidropress.podolsk.ru/ru/presscenter/news.php?news_cid=61&news_id=482

В конференцията ще вземат участие руски и чуждестранни специалисти от конструкторските, проектните организации, машиностроителните заводи, научно-изследователските институти и атомни електроцентрали.

Целта на предстоящата конференция е да предостави на специалистите възможност за обмен на опит, постижения и информация по въпросите, свързани с безопасната експлоатация на АЕЦ с ВВЭР, разчетно-технически и експериментални работи, насочени за повишаване на безопасността, модернизация и продължаване на сроковете за експлоатация на АЕЦ с ВВЭР.

Място на провеждане на конференцията: ОКБ «ГИДРОПРЕСС», град Подольск, Московска област.

Тематика на конференцията: Докладите, които ще се представят на конференцията, трябва да бъдат посветени на решаване на въпросите за обезпечаване на работоспособността и безопасността на АЕЦ с реакторни установки с ВВЭР в процеса на проектиране, извършване на научно-изследователски и опитно-конструкторски работи (НИОКР), експлоатацията и извеждането от експлоатация.

Източник: Официальный сайт мероприятия

На 11 ноември в залата за конференции на хотел „Diplomat“ беше открита международната конференция „ВВЭР-2013″.

 В изказването си при откриването на конференцията вицепрезидентът на „Русатом Оверсиз“ Леош Томичек разказа на участниците за някои международни проекти, където се очаква строителството на нови блокове с ВВЭР.

Преди всичко, това е новата финландска АЕЦ „Ханкикиви“, за която се предлага проекта АЭС-2006, а също така и проекта за построяване на атомна електроцентрала в Йордания по проекта АЭС-92.

Според думите на Томичек, сега се водят преговори с йорданската страна за създаването на съвместно предприятие за реализиране на проекта по строителството на йорданската атомна електроцентрала.

Във Великобритания „Росатом“ планира за започне процедурата GDA за най-новия проект ВВЭР (явно става въпрос за ВВЭР-ТОИ). Там в съюз с руснаците, участва и компанията „Rolls-Royce“. От руска страна се надяват, че технологиите ВВЭР ще заемат своето място в програмата за обновяване на британския парк от АЕЦ.

В Словакия върви обсъждане за възможното участие на “Росатом” в строителството на един-два блока на АЕЦ “Богунице”. Преговорите са със словашката страна и с чешката компания CEZ. Според думите на Томичек, до края на годината руснаците ще решат за своето участие в проекта.

Източник: AtomInfo.Ru

AP1000 – Тръбопровод между КН и горещата част на кръга

Кратко описание на основните линии за подаване на пара към турбината за проекта AP1000.Максимално проектно налягане 8,274 MPa, температура до 319 оС. Работно налягане 5,6 MPa, температура 273 оС. На всяка от двете линии се намират по 6 клапана, включително главен, изолиращ. Такова е и максималното налягане в парогенераторите (ПГ), от където излизат 7 линии. Максималният поток на вода през аератора е от порядъка на 136 хиляди m3/h. Поради наличието на всякакви данни питателната вода, кондензаторите, байпасите, засега не разглеждаме.

В този случай ние не виждаме превъзходство на проекта АР1000 над проектите АЕЦ “Белене”, АЭС-2006, АЕЦ с ВВЭР-ТОИ. По налягане имаме запас , и по паропроводите – също и по ГЦТ, голяма площ на топлообмен в парогенераторите, голяма работна стойност на температурите и наляганията като по I така и по II контур, дублиране , а по някога и четириканалност на системите за жизнено осигуряване на блока, наличие на аналогични пасивни системи с голям обем, свързани с кръговете и с контейнмънта, позволяват да се говори за превъзходство на руската технология. Освен това, един от въпросите се заключава в максималният обем на разхода на топлоносител през реактора AP1000 например с 25000 m3/h повече от възможностите на помпите.

Отговорът може да се крие във включването на помпите за питателна вода, но това ще бъде малко аварийна ситуация.

Главна циркулационна помпа – ГЦНА-1391

Подходът към проектиране на ГЦП сега е изменен, и руските помпи по никакъв начин не отстъпват на американските си аналози, а именно електродвигател с изменяема мощност и обороти в минута, охлаждане и смазване на лагерите с вода, уплътнения от силициран графит, експлоатационен срок 60 години.

Най добре можете да се запознаете с въпроса тук: http://www.atominfo.ru/newsd/k0921.htm , или на сайта на ЦКБМ, линковете към който ще видите по-долу.

Компенсатор на налягането по проекта АЭС-2006

Сега е уместно да се върнем малко назад. В таблицата за дължината на ГЦТ на AP-1000 са дадени три стойности, а именно 60;90;130 метра. Обаче самата компания Westinghouse пише, че в дължината на ГЦТ, ако трябва да бъдем точни, в сумарната дължина на 1 контур (те нямат термин ГЦТ), трябва да бъде включен много извитият в пространството змеевик, който е показан на черно-бялото изображение по-горе.

Полезни препратки:

https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%205/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%205%20Section%205-4.pdf

https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%203/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%203%20Section%203-6.pdf

https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%201/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%201%20Section%201-3.pdf

http://www.ckbm.ru/ru/catalog/pump/glavniy-tsirkulyatsionniy-nasosniy-agregat/36.html

http://www.ckbm.ru/ru/catalog/pump/glavniy-tsirkulyatsionniy-nasosniy-agregat/35.html

https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%2010/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%2010%20Section%2010-2.pdf

https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%2010/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%2010%20Section%2010-3.pdf

http://www.spbaep.ru/wps/wcm/connect/spb_aep/site/resources/5649768047832721a78eef9e1277e356/AES-2006_2011_RU_site.pdf

http://www.gidropress.podolsk.ru/files/vant/vant31.pdf

Прекрасна реклама на парогенераторите (steam generators) от компанията Westinghouse, не е ли така?

За случилото се с парогенераторите на американската АЕЦ “Сан-Онофре” е писано многократно. Измина вече година, през която двата блока с новите парогенератори не работят (първи блок отдавна се използва като хранилище за ОЯГ). Освободен е над 30% от персонала и вероятността за рестартирането им е близка до нула. Причината е доказана – течове в ПГ на трети блок и много голямо количество затапени тръбички на втори блок. Независимо от това, Westinghousе продължава настойчиво да рекламира този модел парогенератор, с условното наименование Delta-125

Впрочем, много по-добре е описал ситуацията Владимир Рычин в статията си: http://atominfo.ru/newsc/l0498.htm

За руските модели парогенератори, прекрасно е разказано в редица статии, от които ясно се виждат недостатъците на големите вертикални парогенератори.

Например – Трунов Н.Б.:http://www.atominfo.ru/news/aira290.htm

“Трърдят, че вертикалният ПГ позволява да се спести площ от фундамента и да се намалят разходите при строителството… Също така във вертикалните U-образни ПГ дължината на топлообменните тръби е 20 метра, което е почти два пъти повече, отколкото при хоризонталните. Топлинната ефективност по този начин се подобрява, но се намалява животът им, защото излизането от строя на една тръба изключва от тплообмена голяма повърхност”, – счита докладчикът и продължава “Още едно от считаните за предимства на вертикалният парогенератор е по-тънката му стена, но това довежда до намаляване на безопасността. Тоест, всички предимства имат, също, и своята обратна страна”.

Или още – Бергункер В.Д.: http://atominfo.ru/news2/b0303.htm – Тук специалистът не оставя камък върху камък от вертикалните парогенератори.

Заключение:

В този раздел са показани някои от недостатъците на AP1000

Б.Р. Първа част на статията ще намерите на: http://atominfo.bg/?p=16983 , втора част на: http://atominfo.bg/?p=17076 , трета част на: http://atominfo.bg/?p=17153

3. Реактор. Активна зона. Гориво.

Реактор

Тук трябва да се отбележи, че количеството на всевъзможните отвори в реактора АР 1000, превишава необходимите предели.

Активна зона

Последните 3 реда съдържат справочни данни. Очевидно е, че материалът на поглъщащите елементи (ПЭЛ) на СУЗ, указан в таблицата не е единственият, който се използва. Данните за зареждането и горивните цикли могат да се различават. Цялата работа е в това, че Westinghouse пише само за първото зареждане с гориво. Затова колонката за АР 1000 представлява изключение. Количеството на изваждащите се изгарящи поглътители е 1552, материал – боросиликат, диаметър – 9,68 mm външен, 4,51 вътрешен, дължина – 3681 mm. Например, зареждането с гориво на ВВЭР-1200, ще представлява около 87 тона LEU (ниско обогатено гориво, <5%).

По-нататък ще разгледаме някои варианти на горивото, пълното разглеждане на всички модели е нереално, все пак ще отбележим, че за ТВС-АЛЬФА (без цилиндрична кухина по оста на топлоотделящите елементи б.р. горивните таблетки са без отвор в средата), редица източници дават 85-89 тона за зареждане на ВВЭР-1000. Наистина, не е ясно, отчита ли се масата на конструктивните елементи на горивните касети?

Гориво

1.    Възможни са различни варианти на изпълнението на ТВС и твэл.

2.    Сплавта на горните и долни решетки и на антивибрационния филтър - ТВС 17”*17” XL – Alloy 718.

3.    В този случай не е отчетено профилирането по радиуса, височината на горивния стълб може да бъде различна в ТВС, процентното съдържание на U₂₃₅ също може да бъде различно.

4.    Таблица 4.1-1 има противоречия с глави 4.2-4.6 и раздел 1 на Westinghouse.

5.    Температурата на топене се намалява при изгарянето с 34 (38) ^оС за всеки 10000 MW*тU на всяко денонощие според данните от Westinghouse.

6.    Температурата на топене на сплавта серебро-индий-кадмий е 790 ^оС.

7.    Дължината на  интегрирания в ТВС изгарящ погълтител – 3861 мм, покритието е борид. Общо на всичките 157 касети АР 1000 количеството е 8832.

8.    Согласно документацията, първото зареждане на АР 1000 се профилира от 3 типа ТВС по обогатяване: 2,35%, 3,4%, 4,45%.

Привеждам някой неутронно-физически характеристики на проекта АР 1000, въпреки че за себе си не можах да сглобя пълната картина. Въпреки това трябва да отбележа, че нямам ни най-малко съмнение в способността на японско-американската компания да прави разчети на активната зона на реактора .

1.    К_беск ТВС, студена, без бориране = 1,328

2.    К_эфф на активната зона, студена, без бориране, начало на ГК = 1,205

3.    Отношение высочина към диаметр = 1,4

4.    Водно-ураново отношение (на студено) = 2,4

Нататък в текста на глава 4.3 има описание на ефектите, но, за съжаление, с цел избягване на грешки, не ги цитирам. Стойностите на коефициентите за радиоактивност не са разписани. Според мен, точен превод на руски едва ли е възможен.

За интересуващите се от разчетите:

https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%204/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%204%20Section%204-3.pdf

ВВЭР-1200

 OP СУЗ на компанията Westinghouseсе състоят от 53 обикновени кластера със “сиви” прътове, които се използват за маневриране, и имат по-малка дължина и интензивност и сечение на поглъщащата част, при неизменни физически размери. Количеството на поглъщащите елементи (ПЕЛ) на кластер е 24, в “сивите” има 12 ПЕЛ с по-малък диаметър и 12 ПЕЛ от SS304. Основните параметри са: стъпка 15,9 mm – минимум 8, максимум 72/min, максимална дължина на регулиране 4235,6 mm. Времето за реагиране е много оптимистично – 150 ms, най-голямото допустимо натоварване е 181.44 kg на един привод, работна температура 38 до 343 ^оС. За спиране по сигнал на захранването не са необходими “сиви” прътове. Освен това, един от методите, предписва изключване на захранването от оператора за незабавно въвеждане на прътовете с цел спиране на реакцията. Борът, нещо отдавна познато на всички, не помага, така ли е?

В различните проекти и доклади от авторитетни руски и чуждестранни специалисти, участващи в проектирането, строителството и експлоатацията на енергоблокове с реактори ВВЭР, се цитират различни състави на различните кластери на СУЗ. Продължава търсенето на комбинации, химически съединения, разпределение на диаметрите на ПЕЛ на кластерите СУЗ, особено за маневрен режим. В управляващите пръти се предполага използването на по-щадящи материали. Да се вземе и да се използва описаната от МААЕ сплав Ag-In-Cd в пропорция тук не е направено.

Трябва да отбележим, че малкият АР600, на Westinghouse предвиждаше като стандарт базов 24 месечен интервал на презарядка, “къс” горивен стълб от 3658 mm (12 feet). При преминаването към “дългия” горивен стълб от 4267 mm (14 feet), този интервал беше намален на 18 месеца.

От точка 4.3.2.7.3 – за влиянието на увеличената дължина на горивния стълб: …Prediction of the Core Stability. This core will be slightly less stable than the 12-foot (3.658 m), 157 assembly cores with respect to axial xenon oscillations because the active core height has been increased by 24 inches (60.96 cm).

Или: Предсказване за стабилността на активната зона. Тази активна зона ще бъде по-малко стабилна, отколкото 12 футовата (3,658 m), активна зона със 157 касети поради влиянието на ксеноновите осцилации по височина, вследствие на увеличената височина на АЗ с 24 инча (60,96 cm).

Имайки на изхода на АЗ параметри по температура и налягане близки до ВВЭР-1000 (за проекта В-466Б те са сравними), разбира се, АР-1000 има голям запас до кризиса на топлообмена (рязко преминаване в мехурчесто газоотделяне) в сравнение с ВВЭР-1200. (DNBR, departure from nucleate boiling ratio).

Не бива да отминаваме и голямото с 10^о С прегряване на топлоносителя в АЗ, постигнато за сметка на по-малкото проходно сечение и голямата височина на АЗ, а също така и по-малката скорост на топлоносителя.

Въпросът е във възможността за топлоотнемане чрез двата парогенератора и недопускане на мехурчесто газообразуване върху прегретите топлоотделящи елементи на касетите на Westinghouse. (Приемам за очевиден факт неравномерното нагряване на топлоотделящите елементи касетите и на самите касети в активната зона). По начало обемът на водата в първи контур при тях е по-малък, а и сумарният дебит на ГЦН при тях е по-малък.

                Ние, при наличието на 4 парогенератора , можем значително по-спокойно да се отнасяме към временното изключване на един от тях. Като цяло, това са два малки момента , по които имам претенции. И като преход към глава 4, ви предлагам изображение на парогенератора ПГВ-1000МКП.

                В заключение, в този раздел “Реактор”, всичко което представя компанията Westinghouse, ние се опитахме да извадим на светло. Двата кръга няма да отнемат 3415MW, рязкото удължаване на АЗ и възникващите от това ефекти също бяха споменати.

По-рано, във втора глава беше разгледано по-малкото количество на ОР СУЗ. Независимо от почти еднаквата ефективност на кластерите за управление и АЗ, впрочем и количеството на прътите (поглъщащите елементи) СУЗ е съпоставимо. Обаче по-малкото количество приводи еднозначно говори за по-малката надеждност при еднакъв гарантиран срок на експлоатация.

Полезни линкове:

https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%204/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%204%20Table%20of%20Contents.pdf

http://www.gidropress.podolsk.ru/files/booklets/ru/TVS_rus.pdf

https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%203/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%203%20Section%203-9.pdf

http://www.elemash.ru/ru/manufacture/product/nuclear/nuclear4/

http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/mntk2011/documents/mntk2011-108.pdf

http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/kms2012/documents/kms2012-041.pdf

http://vant.kipt.kharkov.ua/ARTICLE/VANT_2000_4/article_2000_4_80.pdf

https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%204/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%204%20Section%204-1.pdf

https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%204/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%204%20Section%204-2.pdf

https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%204/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%204%20Section%204-3.pdf

https://www.ukap1000application.com/PDFDocs/European%20DCD%20EPS-GW-GL-700%20Rev%201_Public/EPS-GW-GL-700%20Rev%201%20Chapter%205/EPS-GW-GL-700-Rev%201%20Chapter%205%20Section%205-3.pdf

http://www.gidropress.podolsk.ru/files/vant/vant30.pdf

http://www-pub.iaea.org/MTCD/publications/PDF/IAEA-THPH_web.pdf

 Б.Р. Първа част на статията ще намерите на: http://atominfo.bg/?p=16983 , а втора част на: http://atominfo.bg/?p=17076  

]]> http://atominfo.bg/?feed=rss2&p=17153 1 http://atominfo.bg/?p=17076 http://atominfo.bg/?p=17076#comments Thu, 25 Jul 2013 03:11:45 +0000 AtomInfo.bg http://atominfo.bg/?p=17076  

2. Основни параметри

Някои забележки:

1. Проектите на реакторите В-491 и В-392М са обединени съзнателно, независимо от известните различия в окончателните проекти.
2. Съгласно EDCD, точка 1.1.6.5: The AP1000 DCD contains no proprietary information. Т.е., ничии права не се нарушават.
3. Количество на органите за регулиране СУЗ зависи от горивното зареждане.
4. Существуват различия по мощност на китайските и американските блокове, подадени в МААЕ,  съгласно EDCD в таблица 1.3 е указано: «Net electrical output  >1,000 Mwe». Като резултат, каквито данни са подали, такива и фигурират.
5. Има съмнения в количеството пара, подавана на турбината за проекта В-466Б. Предполагам, че тази оценка е занижена, парогенераторите все пак са ПГВ-1000МКП.

Какво се вижда от тази таблица: Нормални 4 кръгови руски проекти срещу странния проект AP1000, по-малко количество органи за регулиране СУЗ в АР, сравнима производителност и дълбочина на изгаряне. Впрочем, този материал е въвеждащ. В последващите публикации ще бъдат уточнени редица параметри.

Полезни препратки:

AP1000 – Компановка на ядрения остров

Ето такова изображение с компановката на AP1000 вътре в хермозоната е било представено в МААЕ през април 2011 година. За какво ще ни послужи това изображение ще разберете малко по-късно. Оригиналът ще намерите на:

http://www.iaea.org/NuclearPower/Downloadable/aris/2013/7.AP1000.pdf

Независимо от малко по-различните чертежи от Westinghouse, в различните разсъждения този файл ще ни послужи. Засега можем да отбележим – полукръговете (два горещи и четири студени). Правят впечатление вертикалните парогенератори (всеки с височина по 22 метра и маса 580 тона), и отсъствието на останалите хидравлични съдове на тази 3D симулация. Показаният компенсатор на налягането е  включен към горещия полукръг.

Обърнете внимание, че редица врезки и тръбопроводи, в даденото изображение отсъстват. Съгласно проекта, КН, ГЦТ, ГЦП, реакторът и парогенераторите са обкръжени от защитни стени с дебелина около 70 сантиметра, излети от бетон.

Като едно от достойнствата на проекта AP100 се сочи модулната конструкция, обаче този подход не е традиционен при строителството на атомни електроцентрали, впрочем качествата на този подход предстои да се проверят в живота.

И още, схематичното изображение на основното технологично оборудване и системата от тръбопроводи повтарят схемата изложена във файла по проекта AP600, още по-интересно е, че в документите от американския регулатор, те също съвпадат.

ВВЭР – Компановка на ядрения остров

Класическата руска 4 кръгова компановка на ВВЭР, мисля, на болшинството от читателите е известна. Количеството на безаварийно отработените реактор-години е от порядъка на повече от 1500, впрочем, специални изчисления не съм правил. За всеки случай ще ви покажа изображение (наистина малко непълно) от проекта АЭС-2006.

Във варианта ВВЭР-ТОИ е изменена ориентацията на парогенераторите, във връзка с увеличаването на размерите им, добавени са хидроемкости трета степен. Все пак, всичко това са разработки, основани на решения проверени с години.

При разглеждането на проекта В-466Б може напълно да използвате дадената полезна препратка на сайта на АЯР, където може да се види компановката. http://www.bnra.bg/bg/facilities/belene

Не мога да си позволя да отрежа и да публикувам нещо от файловете на сайта на националния регулатор. Разгледайте ги сами.

Общ извод по този раздел, засега няма да правя. Съвсем скоро ще направим такива изводи във всеки от специализираните раздели и след това ще ги обобщим.

Б.Р. Първа част на статията ще намерите на: http://atominfo.bg/?p=16983

Публикувам тази статия в очакване на представянето пред обществеността на заключенията от ТИА на Westinghouse относно изграждането на нова ядрена мощност на площадката на АЕЦ “Козлодуй”. Срокът за представянето на разработката, който беше удължен с 2 месеца, изтече преди месец. А кога ще видим резултатите?

Поради големия обем статията е разделена на отделни части, като в края на всяка следваща има препратки към предишните

Сравнение на енергоблоковете руско производство с енергоблока AP1000 на Westinghouse

или “Гъската не е приятел на свинята” – старинна руска поговорка

Предговор от автора – Сергей Смирнов

Искам да изкажа искрена благодарност за неоценимата помощ при създаването на този документ на колегите Александър Уваров, Красимир Христов, Александър Биков и още петима, имената на които мога да оповестя само при тяхно съгласие.

Впрочем, спомням си за още 5 души, които реагираха живо в различни моменти на дискусията по темата. За мое дълбоко съжаление, аз знам малко за тях, с изключение на един.

Без Вашите мнения, експертни оценки, а също и информация, този документ просто не би се появил на бял свят.

Някои пояснения: аз не съм студент, научен работник, журналист, “зелен” активист, сътрудник или ръководител на структури, подконтролни на “Росатом”, както и на самата Държавна корпорация. Поради това не получавам никаква изгода от това научно-популярно творение, напротив, при вида на документацията от Westinghouse, чувствам силно отвращение. От една страна, оценката ми за качествата на този документ е неудовлетворителна, от друга – не съм си поставял за цел да се изживявам като някое величие на мястото на Атоменергопроект (АЭП).

Съдържание

1. Въведение

2. Основни параметри

3. Реактор. Активна зона. Гориво.

4. Параметри на някои от системите на Iи II контур

5. Пасивни системи за безопасност (справка)

6. Електроснабдяване собствени нужди (СН)

7. Системи за контрол и предаване на информацията (I&C, справка)

8. Водно химични режими (ВХР, справка)

9. Колективни дози. РБ. (РАО и ОЯГ – според наличната информация)

10. Probability risk assessment

11. Полезни препратки по темата, информация за автора.

Главите 8, 9, 10 съдържат изводи на експерти, а 2 и 3 са детайлно попълвани и проверявани под техния внимателен надзор.

За база при разработката на документа е използвана американската 19 версия на документацията на AP1000 от 04.12.12 и нейният вариант за Великобритания – преписката между регулаторите на САЩ и Обединеното кралство.

За източници на параметрите на руските проекти е използвана открита (общодостъпна) информация от ОКБ «Гидропресс», АЭП, СпбАЭП, ОАО «Концерн Росэнергоатом».

В еднаква степен е използвана информация от АЯР – Република България и МААЕ.

Между другото, на всеки лист от таблиците са показани подробни препратки към интернет ресурси.

При писането съм използвал значителна доза сарказъм, а от фактически грешки никой не е застрахован.

1. Въведение

Темата за сравняване на чуждестранните енергоблокове с руските, без всякакво съмнение, е сложна.

Американско-японският проект AP1000 на компанията Westinghouse е преживял 19 версии в САЩ и минимум 4 стадии в опита за получаване на одобрение от регулиращия орган на Великобритания. Лицензиран е през 2006 година, но разрешение за строителство в САЩ е получено през 2011 година. В момента се строят 4 енергоблока в Китай и 2 или 3 в САЩ. Съгласно данните , подадени от САЩ в МААЕ той е базиран на по-стария проект с два пъти по-малка мощност AP600, с електрическа мощност 600MW, лицензиран през 1999 година в САЩ, и , доколкото ми е известно никога не е реализиран.

В много отношения AP1000, за да не кажа нещо повече, повтаря решенията на непостроения си предшественик. А много от стойностите и разчетите, например, експлоатационната норма на колективната ефективна доза при работа по отваряне и затваряне на реактора, презареждане с гориво и работа на блока на мощност за целият експлоатационен период напълно съвпадат. Как е възможно такава разлика да не се получи за проекти с различно гориво, параметри на оборудването и двукратна разлика в мощността е съвършено неясно. Документацията на отделни места практически изцяло съвпада, в което може да се убеди всеки читател, ако се възползва от електронната библиотека на US NRC или МААЕ.

В момента производството на болшинството от агрегатите е локализирано в Китай, Япония и Южна Корея.

Нашият (б.р. – руският) проект за реактора В-392 беше създаден на базата на проверения във времето В-320 и стана родоначалник на цяло семейство, на основата на което беше създаден проекта за АЕЦ “Белене”, В-466Б.

В основата на Ленинградската АЕЦ-2 (4 енергоблока по проект, 2 се строят) беше заложен проект с реактор от поколение III+ В-491, АЭС-2006 разработка на СПбАЭП. Все пак, проектът на АЕЦ “Белене”, на базата на реактора В-466Б, често сравняван с проекта на базата на Б-412 (АЕЦ “Куданкулам”), като се отчита модернизацията на основния В-392 до В392М, също заслужава поколение III+. Наличието на уловител на стопилката, усъвършенстваните СУЗ и приводите им, редицата пасивни системи за безопасност свидетелстват за това.

На основата на проекта В-392М завършва построяването на 2 енергоблока на Нововоронежката АЕЦ-2, с възможност за построяване на още два.

Като цяло, вземайки предвид построяването на Беларуската АЕЦ и Балтийската АЕЦ, като цяло по проекта АЭС-2006 ще бъдат построени 10-12 блока, от които шест са на етап строителство.

Предлагам също да разгледаме енергоблоковете ВВЭР-ТОИ с В-510, които в стройна редица вървят за замяна на преждевременно излизащите, уви, от експлоатация РБМК. Разглежда се (а някъде вече се извършва подготовка) строителството на заместващи мощности на Курската АЕЦ-2, Смоленската АЕЦ-2 и Нижегородската АЕЦ. Да не забравяме за АЕЦ “Аккую”, Турция, строителството на която вече започна. Така в средносрочна перспектива можем да изброим 10 енергоблока.

По този начин основно предлагам разглеждането на съвременните реактори. Въпреки, че първи бяха енергоблоковете с ВВЭР-440 и по-ранни разработки, факт, който никой не оспорва.

Спорният въпрос за целесъобразността от разглеждането на поколенията реактори се наложи да бъде подхванат и тук във връзка с лъжливите твърдения на компанията Westinghouse в пропагандните й материали, че АР1000 е единственият в света проект от поколение III+.

Същевременно не трябва да забравяме, че процесът на строителството на енергоблокове в Русия не е прекъсван за 25 години, за разлика от гореуказаната компания.

Съвсем наскоро излезе на МКУ и първи блок на АЕЦ “Куданкулам” в Индия, от поколение III+ : http://atominfo.bg/?p=16826

Как ще строим?

Промишлената площадка на АЕЦ “Белене” – план

източник интернет – търсачка Google

Или така? – Особенности на превозването на реактора АР1000 за АЕЦ Вогл (Vogtle-3), САЩ

фотография от американския вестник „Augusta Chronicle“, публикувана на http://www.atominfo.ru/newsd/k0204.htm

А е възможно и така – ВВЭР-ТОИ, В-510

 за пълен размер щракнете с ляв бутон

Отчитайки продължителния конкурс за дострояването с още 2 енергоблока на АЕЦ “Темелин” – Чехия и многобройните англоезични публикации по седми блок на АЕЦ “Козлодуй”, в които се разглежда възможността за построяване на AP1000 за нуждите на България, въпросът за такова сравнение е отдавна назрял. Намеква се и за осми блок на АЕЦ “Козлодуй”. Впрочем последните интервюта (по-точно вижте рускоезичните публикации на материалите от по-рано и наскоро публикувани от AtomInfo.Bg), ще позволят по детайлно да се запознаете с въпроса, благодарение на AtomInfo.Ru.

След вземането на окончателно решение на 29.03.2012 година на Правителството на РБ за отказване от строителството на АЕЦ “Белене”, първи за плановете за построяване на 7 блок на АЕЦ “козлодуй” съобщи министър Делян Добрев. Тогава беше обявено, че строителството ще е без държавно финансиране. По-късно в структурата на АЕЦ беше създадена проектната компания „АЕЦ Козлодуй – Нови мощности” ЕАД под ръководството на Любен Маринов. Впрочем, тази идея беше отдавна известна, и е правилна.

Внезапното появяване на дъщерна фирма на компанията Westinghouseв ролята на изпълнител на Технико-икономическия анализ на строителството на нов блок не беше толкова неочаквано. Отдавнашното и настойчиво желание да стане доставчик на гориво за единствената в България АЕЦ, провалът с горивото на АЕЦ “Темелин” (Чехия), активната и дейност в Украйна, не могат да отминат безследно. Получавайки тази задача, компанията започна да говори и за възможно строителство на два нови блока.

Независимо от заявлението на Майк Крист, кой от вариантите ще съответства най-пълно на ТИА, за всички е съвсем очевидно. Разбира се, това ще бъде AP1000. Другият вариант е възможно да бъде заключението за нерентабилност на седми блок.

Модератор на кръглата маса беше Владимир Пиминов, Генерален конструктор на ОАО ОКБ „ГИДРОПРЕСС“ (влиза в машиностроителното подразделение на Държавната корпорация „Росатом“ – Атомэнергомаш).

“Руските проекти за атомни електроцентрали с ВВЭР доказват своята надеждност в продължение на повече от 1500 реакторо-години безаварийна работа”, – отбеляза Владимир Пиминов.

Заместникът главният конструктор на ОАО ОКБ „ГИДРОПРЕСС“ Михаил Никитенко разказа за перспективните проекти на реакторните установки ВВЭР. Според думите му, в момента наред с реакторите с голяма мощност световният пазар има нужда от реактори със средна мощност. В Русия това са разработените от ГИДРОПРЕСС реакторни установки ВВЭР-600 и ВВЭР-640.

“Това са много актуални проекти и ние бихме искали, те да имат търсене и в Русия, а поръчки за реактори със средна мощност в световен мащаб има. Проектът ВВЭР-640 е един от тези проекти, по които се работи сега в предприятията на Росатом – нашата промишленост има опит при производството на оборудване за него”, – подчерта Михаил Никитенко.

Според него, основното предимство на проекта ВВЭР-640 е реализирането на технологии за преодоляване на всички аварии, основани само на пасивни системи за безопасност.

Сред перспективните разработки на ГИДРОПРЕСС беше отбелязан и варианта за еволюционно развитие на корпусните водно-водни енергийни реактори – ВВЭР-СПЕКТР. Новото поколение реактори позволява значително да се намали разходът на природен уран, а също да се използва МОКС или РЕМИКС-гориво, което осигурява процеса за преминаване към затворен горивен цикъл.

Никитенко отбеляза, че засега са изпълнени работите по конструкциите на елементите от активната зона и реактора.

Управляващият на дизайн-центъра на ОАО „Атомэнергопроект“ Александр Шарипов разказа за иновационните технически решения и съвременните технологии в проекта ВВЭР-ТОИ.

Съветникът от SKODA Ян Здебор припомни историята на използването на технологията ВВЭР в централна Европа. По този повод вицепрезидента на ЗАО „Русатом Оверсиз“ Юкка Лааксонен отбеляза, че по-успешното насърчаване на руските проекти в чужбина се възпрепятства от недостатъчната информация сред международната общност за предимствата им, като раферентност, повишена безопасност, възможност за локализация на производството на оборудване на територията на страната купувач.

Директорът по развитието на ООО „Альстом Атомэнергомаш“ Рено Блек съобщи за перспективите за използване на технологията на турбините Arabelle в проекта ВВЭР-ТОИ на международните пазари.

Според думите му, организирането на производството на бавно-ходната турбина Arabelle в Русия позволява да се повиши конкурентно-способността на проектите на Росатом за сметка на използване на най-ефективните технологии за използване на парата.

ОКБ „ГИДРОПРЕСС“, основано през 1946 година, осъществява сложен комплекс от конструкторски, разчетно-теоретични, експериментално-изследователски и производствени дейности по създаването на реакторни установки за АЕЦ от различен тип, притежаващи свойства на повишена безопасност, надеждност и икономичност, конкурентно-способни в Руската федерация и в чужбина. Приоритет в работата е разработването на проекти за реакторни установки тип ВВЭР за енергоблокове в широк диапазон от мощности 300-1700 MW. Сега с реакторните установки ВВЭР по проекти на ОКБ „ГИДРОПРЕСС“, работят 18 атомни електроцентрали в Русия, Украйна, Армения, Финландия, България, Унгария, Чехия, Цловакия и Китай.

ОАО „Атомэнергомаш“ – машиностроително подразделение на Държавната корпорация “Росатом”, е една от водещите енерго-машиностроителни компании в Русия. ОАО „Атомэнергомаш“ е доставчик на ефективни комплексни решение за ядрената, топлинната енергетика, газовата и нефтохимическата промишленост. Компанията обединява от порядъка на 30 крупни производствени, научноизследователски, инженерингови предприятия на територията на Русия и в чужбина.

Както вече ви запознах В ОКБ «ГИДРОПРЕСС» започна работа международната научно-техническа конференция “Обезпечаване безопасността на АЕЦ с ВВЭР” http://atominfo.bg/?p=15703

Сега ви предлагам две експертни мнения след завършване на  форума

Людовит Купча, професор, к.т.н., ръководител на департамента за структурен анализ VUJE (Словакия):

Перспективите за развитието на ядрената енергетика са ясни – без нея не може да се мине. От гледна точка на безопасността могат да възникнат проблеми при американските проекти, както показа Фукушима. Но реакторите ВВЭР имат огромен запас от безопасност, те имат отлично отработени конструктивни материали, отлични парогенератори. Ние работим с реакторите ВВЭР вече повече от 30 години, ние нямаме проблеми с тях. Само в самото начало имаше някакви дреболии, общо – 0-2%. За 30 години 0-2% – това е нищо, ако запасът е много по голям – 20 или 25%. Това е много важно.

Що се отнася до новите проекти, ние сме планирали построяването на още един блок. Някога ние бяхме износители на електроенергия, изнасяхме постоянно около 1000 MW. Това беше добре за нас. Но сега поради политически причини, след като бяхме принудени да спрем два енергоблока, станахме вносители на електроенергия. В страната консумацията на енергия бавно расте, макар и не както в други държави. Все пак засега повече от произведената електроенергия е с ядрен произход.

Други възможности нямаме – нямаме въглища, нямаме нефт и газ – от какво да произвеждаме енергия? Ветрогенерации и слънчева енергетика също е невъзможно да имаме. Разбира се, могат да се построят, но ако е облачно или има безветрие – нищо не работи, трябва да имаме 100% режим, а всичко това е много скъпо.

На нашите енергоблокове с ВВЭР 440 беше повишена мощността, което вече е предимство на тези реактори, защото те имат огромен запас.

На всички наши централи се направиха стрес-тестове. Те показаха, че проблеми няма. Вероятно при нас цунами никога няма да има, но са възможни наводнения, пожари – и всичко е проверено, не трябва да има проблеми.

Не виждам някакви особени проблеми и в бъдеще. Реакторите имат така нареченият резерв от безопасност, те са произведени от висококачествена стомана и т.н.

Ако трябва да говорим за американските проекти, то там имаше такъв подход save a dollar, а руските конструктори не мислят за парите – как да го направят по-евтино. Нали за да го направиш по евтин, тогава икономисваш от качеството на метала и т.н. – в това е голямото предимство на реакторите ВВЭР, това е един от най-важните фактори.

Има също възможност за модернизации. Разбираемо е, че електрониката старее, и ние вече извършихме модернизация на нашите блокове. Тоест всичко е възможно да се направи step by step, за да отговаря на стандартите, които също от своя страна се променят, стават по-твърди и т.н. Това сега не се намира на етап вземане на решение, а вече се прилага.

Още едно преимущество е горивото, което ние купуваме от Горивната компания ТВЭЛ, то работи отлично, с него нямаме проблеми, имаме дългосрочен договор.

Мартин Березина, департамент за структурен анализ, VUJE (Словакия):

Аз мисля, че най-главното предимство на даденият тип реактори (ВВЭР) е тяхната надеждност. Например, презентацията на конференцията в «Гидропресс» показа, че хоризонталните парогенератори (ПГ), използвани на АЕЦ с ВВЭР, се отличават по конструктивната концепция от вертикалните ПГ , които масово се използват в атомните електроцентрали в западните държави.

Мисля, че тази разлика е голям плюс за ЯППУ с реактори ВВЭР. Другото предимство на концепцията ВВЭР е руското производство, което означава, че те са много тежки,здрави и, така да кажем, напълно надеждни.

Аз считам реакторите ВВЭР за безопасни, с тях не се случват такива проблеми, както с реакторите западен тип. Ако трябва да говорим за бъдещето, ние се безпокоим от така наречената политика «save a dollar», която може да доведе до понижаване на необходимия контрол и т.н.

Сега има тенденция за удължаване на срока за експлоатация на реакторите минимум от 40 на 60 години, а сега вече говорим за срокове на експлоатация 60+. Това означава, че ние трябва да обърнем внимание на особените условия на труда и обслужването на реакторите. Аз си мисля, че това е най-главното предизвикателство за нас, и това се отнася не само за определени, а за всички блокове.

В ОКБ «ГИДРОПРЕСС» (влиза в състава на машиностроителното поделение на Росатом – Атомэнергомаш) започна работа международната научно-техническа конференция “Обезпечаване безопасността на АЕЦ с ВВЭР”. Организатори на конференцията са Държавната корпорация “Росатом”, ОАО «Концерн Росэнергоатом», Горивната компания на Росатом «ТВЭЛ», НИЦ «Курчатовский институт».

В конференцията участват специалисти от 98 организации в 15 държави. В продължение на четирите дни на форума представителите на руските и чуждестранните конструкторски, проектни организации, научно-изследователски институти, атомни електроцентрали ще обсъдят въпросите, свързани с безопасността на експлоатацията на АЕЦ с ВВЭР, резултатите от разчетно-теоретичните и експериментални работи, насочени за повишаване на безопасността, модернизацията и удължаване на срока за експлоатация на АЕЦ с ВВЭР.

Конференцията беше открита от генсралния директор на ОАО ОКБ «ГИДРОПРЕСС» В.В. Джангобегов. Председателят на организационния комитет, първият заместник на генералния директор на ОАО «Концерн Росэнергоатом» В.Г. Асмолов изнесе приветствено слово. На пленарното заседание бяха изнесени доклади от ОАО «Концерн Росэнергоатом», НИЦ «Курчатовский институт», ЗАО «Русатом Оверсиз», ТК «ТВЭЛ», ФБУ «НТЦ ЯРБ», ФГУП РФЯЦ-ВНИИЭФ, ОАО НПО «ЦНИИТМАШ», ФГУП ЦНИИКМ «Прометей», Университета в град Пиза (Италия), ESI Group (Франция), Skoda (Чешка република) и други.

Източник: Медиа-центр ОАО «Атомэнергомаш»

Международен кризисен център се създава в Москва за страните използващи реактори ВВЭР, съобщи ръководителят на държавната корпорация “Росатом” Сергей Кириенко във Виена по време на генералната конференция на МААЕ.

“За всички страни експлоатиращи АЕЦ с енергоблокове с реактори ВВЭР по инициатива на Русия и под егидата на Московския център на WANO  се създава международен кризисен център”, – каза той.

Енергоблокове с реактори ВВЭР, реализирани по съветско-руски проекти се експлоатират в много страни по света, включително в Европа и Азия.

Източник: РИА Новости

От 21 до 24 май 2013 година ОКБ „ГИДРОПРЕСС“ ще проведе поредната международна научно-техническа конференция “Обезпечаване на безопасността на АЕЦ с ВВЭР”.

В тази тематична конференция ще участват както руски, така и чуждестранни специалисти от конструкторските и проектантски организации, от машиностроителните заводи, научно-изследователските институти, атомните електроцентрали и много други.

Целта на предстоящата конференция е да даде възможност за обмен на информация и обсъждане на теми, свързани с безопасността наексплоатацията на АЕЦ с ВВЭР, разчетно-теоретични и експериментални работи, които са насочени към повишаване на нивото на безопасност, модернизацията и продължаване на срока за експлоатация на АЕЦ с ВВЭР.

Мястото за провеждане на конференцията е ОКБ „ГИДРОПРЕСС“, г. Подольск, Московская область.

Организационният комитет на международната научно-техническа конференция “Обезпечаване на безопасността на АЕЦ с ВВЭР” кани всички заинтересовани организации да вземат участие в работата й.

Докладите, представяни на конференцията, трябва да са посветени на решаване на въпросите за обезпечаване на работоспособността и безопасността на АЕЦ с реакторни установки ВВЭР в процеса на проектиране, извършване научно-изследователски и опитно-конструкторски работи (НИОКР), експлоатацията и извеждането им от експлоатация.

Планира се, работата на конференцията да протече в 6 секции:

- Секция 1: Разработка и верификация на разчетните кодове за обосновка на безопасността;

- Секция 2: Въпроси по обосноваване на проектно-технически решения и експериментална поддръжка при проектиране и въвеждане в експлоатация на АЕЦ;

- Секция 3: Гориво и използването му, физика на активната зона;

- Секция 4: Проблеми на експлоатацията, контрол и управление, диагностика, модернизация и продължаване на ресурса на действащите АЕЦ;

- Секция 5: Материалознание, здравина и водно-химически режими;

- Секция 6: Иновационни реактори от четвърто поколение, охлаждани с вода при свръх-критично налягане.

Условията за участие в конференцията и контакти с организационния комитет са достъпни на сайта на  ОКБ „Гидропресс“: http://www.gidropress.podolsk.ru/ru/conferences/mntk2013.php.

Апаратурата АКЭ се експлоатира на: трети блок на Калининската АЕЦ, блокове 1 и 2 на АЕЦ “Тянван”, втори блок на Ростовската АЕЦ, блокове 3 и 4 на АЕЦ “Богунице” и трети блок на Колската АЕЦ.

В доклада е анализирана точността на контрола от апаратурата АКЭ характеристиките на средното аксиално енергоразпределение при изпитанията, изпълнени в процеса на опитно-промишлената експлоатация на втори блок на Ростовската АЕЦ с реактор ВВЕР-1000.

Апаратурата АКЭ на Ростовската АЕЦ има 6 независими канала за контрол, като всеки от тях използва сборка от три йонизационни камери (ИК), монтирана извън реактора в специален канал.

Установено е, че всеки измерителен канал АКЭ позволява да се контролират стойностите на аксиалния офсет с грешка, не превишаваща 1-2%, а стойностите на коефициентите на неравномерност по височина – с абсолютна грешка, не превишаваща 0.10.

Като перспектива за разширяване на функциите на АКЭ, има възможност да се контролира не само средното аксиално разпределение на мощностите, но и мощността в отделните топлоотделящи сборки (ТВС).

1. Въведение

От препоръките на МААЕ [1]:

“По висока безотказност се постига с помощта на повече оборудване или разнообразие. Например, възможно е да се контролира мощността на реактора с много еднотипни канали или разнообразни средства, такива като измерване на неутронния поток или температурата на топлоносителя или налягането. Прилагането на разнообразието предполага повишаване на защитеността срещу някои откази по обща причина”

В РНЦ „Курчатовский институт“ се извършват изследвания на принципите за физическото разнообразие насочено към задачата за контрол на ядрената безопасност и построяване на системи за защита по неутронно-физически параметри [2].

Ефективността на използването на тези принципи е очевидна и още повече – колкото по-разделени са по между си способите за получаване на информацията [2].

В документа [2], в частниост, се отбелязва следното:

1. По-високо ниво на устойчивост спрямо отказ по обща причина се достига чрез използването на сигнали от детектори с принципно различно разположение, например, вътрешнореакторните детектори на системата за вътрешнореакторен контрол (СВРК) и извънреакторни детектори на апаратурата АКНП.

2. Ефектът на физическото разнообразие може да бъде усилен за сметка на прилагане на разнородни апаратурни, програмни и контруктивни решения.

3. От икономически съображения, принципите на свръхконтрол с използване на физическото разнообразие трябва да се използват, преди всичко, при работа на реактора на енергетични нива на мощност.

Традиционно на всички АЕЦ с реактори тип ВВЕР за всички състояния и режими, контролът на нивото на мощността на реактора се осъществява от високонадеждната система АКНП, построена въз основа на принципите на отказоустойчивост. Детекторите на неутронния поток на тази система се разполагат в специални канали, намиращи се извън корпуса на реактора.

Понастоящем разработчикът и производител на апаратурата АКНП ЗАО “СНИИП-СИСТЕМАТОМ” доставя на атомните електроцентрали заедно с АКНП и апаратура за контрол на енергоразпределението, позволяваща контрол в реално време на аксиалния офсет (АО) и средното аксиално енергоразпределение в активната зона на реактора.

Апаратурата АКЭ, която е част от АКНП, притежава характерните за АКНП качества:

1. Отказоустойчивост.

2. Многоканалност (шест независими канала за контрол).

3. Безинерционност (обновяване на информацияа до 10 пъти в секунда).

4. Отсътствие на значимо прегаряне на детекторите в процеса на експоатация.

5. Голям срок на експлоатация на детекторите без замяна (до *** години).

В настоящия доклад са представени разултатите от сравняването на енергоразпределенията, регистриани в периода на опитно-промишлената експлоатация на втори блок на Ростовската АЕЦ с апаратурата АКЭ и традиционните средства, т.е. със средствата на СВРК.

Като перспектива за разширяване функциите на АКЭ, в доклада е показана възможността за контрол с помощта на АКЭ не само на средноаксиалното разпределение на мощността в активната зона, но и аксиалното разпределение на мощностите в отделните топлоотделящи сборки (ТВС).

И.В. Соколов, А.М. Лужнов, А.Р. Костицин, Д.А. Малёнкин, Л.О. Стефаницкая
ЗАО «СНИИП-СИСТЕМАТОМ», Москва, Россия

AtomInfo.Bg изразява своята благодарност към заместник директора на СНИИП – Систематом Никита Владимирович Конышев за оказаното съдействие. Той и неговия екип са готови да отговорят на всички въпроси по темата.