Презентация. ВВЭР-ТОИ
Презентация. ВВЭР-ТОИ. Станция будущего.
Скачать:
| Вложение | Размер |
|---|---|
 vver-toi.pptx | 1.95 МБ |
Предварительный просмотр:
Подписи к слайдам:
Цель Цель разработки проекта «ВВЭР-ТОИ» – создание типового оптимизированного, информатизированного проекта энергоблока технологии ВВЭР нового поколения III+, удовлетворяющего набору целевых параметров с использованием современных информационных и управленческих технологий. Проект «ВВЭР-ТОИ» направлен на обеспечение конкурентоспособности российской технологии ВВЭР на международном рынке и ориентирован на последующее серийное сооружение АЭС с ВВЭР-ТОИ как в России, так и за рубежом.
Задачи Разработка типового проекта энергоблока АЭС на базе оптимизированных технических решений проекта АЭС-2006. Создание информационной модели энергоблока и обеспечение ее дальнейшего информационного сопровождения на всех стадиях жизненного цикла АЭС. Создание единого информационного пространства для работы территориально распределенных участников Проекта, в частности разработка портальных и интеграционных решений. Создание современного инструментария для проектирования и конструирования с обеспечением передачи всей необходимой информации на последующие стадии жизненного цикла энергоблока АЭС. Создание системы управления закупками, поставками и автоматизированной идентификации оборудования. Создание системы моделирования сооружения энергоблока, обеспечивающей взаимодействие в режиме реального времени между системой проектирования, системой управления закупками оборудования и системой управления сроками сооружения энергоблока.
ВВЭР ( В одо- В одяной Э нергетический Р еактор) — водо-водяной корпусной энергетический ядерный реактор с водой под давлением, одна из наиболее удачных ветвей развития ядерных энергетических установок, получившая широкое распространение в мире. ВВЭР был разработан в СССР параллельно с реактором РБМК и обязан своим происхождением одной из рассматривающихся в то время реакторных установок для атомных подводных лодок. Идея реактора была предложена в Курчатовском институте С . М . Фейнбергом. Работы над проектом начались в 1954 году, в 1955 году ОКБ «Гидропресс» приступило к его разработке. Научное руководство осуществляли И. В. Курчатов и А. П. Александров. Общее название реакторов этого типа в других странах — PWR, они являются основой мировой мирной ядерной энергетики. Первая станция с таким реактором была запущена в США в 1957 году, АЭС Шиппингпорт . Первый советский ВВЭР (ВВЭР-210) был введен в эксплуатацию в 1964 году на первом энергоблоке Нововоронежской АЭС. Первой зарубежной станцией с реактором ВВЭР стала введённая в работу в 1966году АЭС Райнсберг (ГДР). Создатели реакторов ВВЭР: научный руководитель: Курчатовский институт (г. Москва) разработчик: ОКБ «Гидропресс» (г. Подольск). изготовитель: Ижорские заводы (г. Санкт-Петербург), Атоммаш (г. Волгодонск , с начала 90-х до 2012 года производство реакторов было остановлено) и компания ŠKODA JS (Чехия, до начала 90-х).
Характеристики ВВЭР Характеристика ВВЭР-210 ВВЭР-365 ВВЭР-440 ВВЭР-1000 ВВЭР-1200 Тепловая мощность реактора , МВт 760 1325 1375 3000 3200 К . П . Д . % 27,6 27,6 32,0 33,0 >35,0 Давление пара перед турбиной , кг / см ^2 29 ,0 29,0 44,0 60.0 - Давление в первом контуре , кг / см ^2 100 105 125 160 , 0 - Температура воды ,°C : На входе в реактор 250 250 269 289 298 ,6 На выходе из реактора 269 275 300 319 329 ,7 Диаметр активной зоны , м 2 ,88 2 ,88 2 ,88 3 ,12 - Высота активной зоны , м 2 ,50 2,50 2,50 3,50 - Диаметр ТВЭЛа , мм 10 ,2 9,1 9,1 9,1 - Число ТВЭЛов в кассете 90 126 126 312 - Загрузка урана , т 38 40 42 66 - Среднее обогащение урана , % 2,0 3,0 3,5 3,3-4,4 4,71-4,85 Среднее выгорание топлива , МВт-сут / кг 13 ,0 27,0 28,6 40 >50
Следующая модификация технологии ВВЭР — проект «ВВЭР-ТОИ». ТОИ — это аббревиатура, означающая три основных принципа, которые заложены в проектирование атомной станции: типизация принимаемых решений, оптимизация технико-экономических показателей проекта АЭС-2006 и информационная составляющая. В проекте «ВВЭР-ТОИ» постепенно и поэтапно модернизируются отдельные элементы как непосредственно реакторной установки, так и стационарного оборудования, повышаются технологические и эксплуатационные параметры, развивается промышленная база, совершенствуются методы строительства и финансового сопровождения. В полном объеме применены современные новации, относящиеся к направлению водо-водяного корпусного реактора. Основные направления оптимизации проектных и технических решений в сравнении с проектом АЭС-2006: оптимизация сочетания целевых показателей экономичности выработки электроэнергии и использования топлива; повышение тепловой мощности реактора с увеличением электрической мощности (брутто) до 1250—1300 МВт; усовершенствование конструкции активной зоны, направленное на увеличение запасов по теплотехнической надёжности её охлаждения; дальнейшее развитие пассивных систем безопасности.
Двухблочная АЭС с энергоблоком ВВЭР-ТОИ ВВЭР-ТОИ – типовой оптимизированный и информатизированный проект двухблочной АЭС с реактором технологии ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор), выполняемый в современной информационной среде и в соответствии с требованиями ядерной и радиационной безопасности.
Разработка проекта «ВВЭР-ТОИ» выполняется на базе проектных материалов, разработанных для проекта АЭС-2006, с максимальным учетом опыта, полученного отраслевыми организациями при разработке последних проектов АЭС, основанных на технологии ВВЭР (Нововоронежская АЭС-2). В проекте «ВВЭР-ТОИ» учитывается опыт сооружения и эксплуатации АЭС с ВВЭР как в России, так и за рубежом. Проектные решения оптимизированы с целью минимизации отказов, отрицательно влияющих на экономические показатели энергоблока.
РЕАКТОРНАЯ УСТАНОВКА ВВЭР-ТОИ (В-510) Реакторная установка В-510 является результатом эволюционного развития и совершенствования реакторных установок с водо-водяными энергетическими реакторами, технические решения которых проверены в процессе эксплуатации в составе АЭС. Проект РУ В-510 разработан с применением отработанных, надежных конструкций оборудования и узлов, хорошо себя зарекомендовавших себя в процессе эксплуатации, с введением технологических и конструкторских усовершенствований, которые направлены на выполнение технико-экономических требований, предъявляемых к типовому проекту энергоблока с ВВЭР-ТОИ. При разработке проекта РУ использованы результаты проектирования, расчетное и экспериментальное обоснование проекта реакторной установки В-392М (АЭС-2006), а также опыт эксплуатации РУ с ВВЭР-1000. Проектные решения направлены на создание типового оптимизированного и информатизированного проекта энергоблока технологии ВВЭР (ВВЭР-ТОИ).
В концепцию реакторной установки заложено выполнение следующих требований: создание типового проекта РУ; создание информатизированной модели РУ; обеспечение тепловой мощности РУ не менее 3300 МВт на основании выбора оптимальных параметров и характеристик оборудования; обеспечение коэффициента технического использования, как целевого показателя, усредненного за весь срок службы РУ, не менее 93%; обеспечение возможности первичного и вторичного регулирования частоты сети, а также суточного регулирования мощности по графику (100-50-100)% от номинальной мощности; обеспечение автономности при за проектных авариях не менее 72 час; обеспечение срока службы РУ 60 лет; обеспечение учета условий по размещению и сейсмичности площадки энергоблока: климатическое исполнение оборудования УХЛ по ГОСТ 15150-69 (для оборудования категории размещения 1,2,3 по ГОСТу 15150-69, которое может быть отключено без ущерба для работы систем энергоблока - температурный диапазон наружного воздуха от -41°С до +45°С; для оборудования категории размещения 1,2,3 по ГОСТу 15150-69, которое не может быть отключено без ущерба для работы систем энергоблока - значения температур воздуха приняты по таблице 3 ГОСТ 15150-69; проектное землетрясение интенсивностью 7 баллов по шкале MSK-64; максимальное расчетное землетрясение интенсивностью 8 баллов по шкале MSK-64.
В результате оптимизационных решений проект РУ ВВЭР-ТОИ включает в себя: применение ГЦНА-1732 со смазкой и охлаждением двигателя водой; применение парогенератора с давлением пара на выходе 7 МПа и увеличенной на 1 м длинной корпуса (по сравнению с проектом ПГВ-1000МКП (АЭС-200 6 ) для обеспечения требуемой паропроизводительности; применение 18-ти месячного топливного цикла; применение периодичности ремонтного цикла 7,5 лет; сокращение РО СУЗ до 94 шт.; наряду с использованием корпусной стали реактора, используемой в проекте АЭС-2006, внедрение новой стали на базе 15Х2МФА (ЦНИИ КМ «Прометей»);
Технические характеристики: Номинальная тепловая мощность реактора, МВт 3300 Число циркуляционных петель, шт . 4 Давление теплоносителя на выходе из реактора, МПа 16,2 Давление генерируемого пара при номинальной нагрузке на выходе из парогенератора, МПа 7,0 Температура теплоносителя на входе в реактор, °С 297,2 Температура теплоносителя на выходе из реактора, °С 328,8 Расход теплоносителя через реактор, м 3 /ч 87460 Количество ТВС в активной зоне, шт. 163 Количество ОР СУЗ, шт. 94 Среднее время работы на номинальной мощности (для четной и нечетной топливной загрузки) в стационарном 18 месячном топливном цикле (эффективное), ч 12204 Максимальная расчетная глубина выгорания топлива в выгружаемых ТВС для стационарных загрузок 18 месячного топливного цикла, МВт·сут/кг U 54,4 Удельный расход природного урана в стационарной 18 месячной топливной загрузке, г U/МВт∙сут 219 Паропроизводительность ПГ (при температуре питательной воды 225 °С), т/ч 4х1652 Влажность генерируемого пара на выходе из ПГ, %, не более 0,2
Основные технико-экономические показатели № п / п Наименование характеристики Величина 1 Срок службы, лет: - энергоблок - реакторная установка 60 60 2 Мощность энергоблока, МВт : - электрическая (брутто, гарантийный режим) - тепловая, передаваемая в машинный зал 1255 3300 3 Максимальное расчетное землетрясение, баллы по шкале MSK-64: - базовое значение - для конструкций и узлов, выполняющих функции безопасности за счет дополнительных мероприятий 8 9 4 Проектное землетрясение, баллы по шкале MSK-64 7 5 Время обеспечения автономности работы станции в случае за проектной аварии, ч 72 6 Турбина тихоходная 7 Срок сооружения АЭС от первого бетона до физического пуска (для серийного блока), месяцы 40 8 Снижение расчетной стоимости сооружения для серийного блока по сравнению с первым блоком Нововоронежской АЭС-2 , % 20 9 Снижение проектных эксплуатационных затрат энергоблока по сравнению с четвертым блоком Балаковской АЭС , % 10
Исходные требования к проекту Устойчивость при экстремальных внешних воздействиях и природных катаклизмах. Соответствие принятым в мировой практике нормам и правилам. Соответствие климатическим условиям от тропиков до северных регионов. Автономность при потере внешних источников электро- и водоснабжения.
Принципы обеспечения безопасности Защита населения и окружающей среды Обеспечение радиационной безопасности организуется и осуществляется в целях предотвращения недопустимого воздействия источников ионизирующего излучения на персонал, население и окружающую среду в районе размещения АЭС. Концепция по обеспечению радиационной и ядерной безопасности в проекте «ВВЭР-ТОИ» основана на: требованиях отечественных действующих правил и норм по безопасности в области атомной энергетики применительно к специфике разрабатываемого энергоблока с учетом их дальнейшего развития; современной философии и принципах безопасности, выработанных мировым ядерным сообществом и закрепленных в нормах безопасности МАГАТЭ; публикациях Международной консультативной группы по ядерной безопасности (INSAG), требованиях EUR; комплексе отработанных и проверенных эксплуатацией технических решений с учетом работ по их совершенствованию, направленных на устранение выявленных в процессе эксплуатации «слабых звеньев»; верифицированных и аттестованных расчетных методах, кодах и программах, отработанной методологии анализа безопасности, достоверной базе данных; организационных и технических мерах по предотвращению и ограничению последствий тяжелых аварий, которые разработаны по результатам исследований в области тяжелых аварий; опыте разработки установок нового поколения повышенной безопасности; обеспечении низкой чувствительности к ошибкам и ошибочным решениям персонала; обеспечении низких рисков значительных выбросов радиоактивных веществ при авариях; обеспечении возможности выполнения функций безопасности без подвода энергии извне и управления через интерфейс «человек-машина»; обеспечении отсутствия необходимости эвакуации населения, проживающего вблизи АЭС, при тяжелых авариях.
Принципы обеспечения безопасности
Барьеры безопасности В проекте «ВВЭР-ТОИ» реализованы следующие принципы современной концепции многократной глубоко эшелонированной защиты: создание ряда последовательных барьеров на пути выхода в окружающую среду накопленных при эксплуатации радиоактивных продуктов. Для АЭС с реакторами ВВЭР такими барьерами являются ядерное топливо (топливная матрица и герметичные оболочки твэлов), границы контура теплоносителя, охлаждающего активную зону реактора (корпус реактора, компенсаторы давления, главные циркуляционные насосы, коллекторы парогенераторов, трубопроводы первого контура и соединенных с ним систем, теплообменные трубки парогенераторов) и герметичные ограждения помещений, внутри которых размещено оборудование и трубопроводы реакторной установки; высокий уровень надежности за счет реализации специальных требований к обеспечению и контролю качества при конструировании, изготовлении и монтаже, поддержание достигнутого уровня при эксплуатации за счёт проведения контроля и диагностики (непрерывных или периодических) состояния физических барьеров и устранения обнаруженных дефектов, повреждений и отказов; создание защитных и локализующих систем, предназначенных для предотвращения повреждений физических барьеров, ограничения или снижения размеров радиационных последствий при возможных нарушениях пределов и условий нормальной эксплуатации и аварийных ситуаций.
Защита АЭС от внешних воздействий Внешние природные и техногенные воздействия, характеризующие условия площадки, принимаются с учетом обеспечения возможности строительства АЭС с энергоблоком ВВЭР-ТОИ в различных природно-географических регионах, а также в регионах, характеризующихся различными техногенными воздействиями. Наиболее значимыми воздействиями, параметры которых существенно повлияли на технические решения проекта «ВВЭР-ТОИ», являются: сейсмические воздействия; воздействия, связанные с падением самолета; воздействие внешней воздушной ударной волны; наводнения и штормы; Ураганы и смерчи. Системы и элементы АЭС в составе базового варианта проекта разработаны исходя из следующих природных и техногенных проектных воздействий: максимального расчетного землетрясения (МРЗ) до 8 баллов по шкале MSK-64 с максимальным горизонтальным ускорением на свободной поверхности грунта 0,25g; проектного землетрясения (ПЗ) до 7 баллов по шкале MSK-64 с максимальным горизонтальным ускорением на свободной поверхности грунта 0,12g; падения самолета массой 20 т со скоростью 215 м/с в качестве проектного исходного события; падения тяжелого самолета массой 400 т со скоростью 150 м/с в качестве за проектного исходного события с учетом возгорания топлива; для этого события проект обеспечивает отсутствие выхода радиоактивных веществ в окружающую среду; внешней ударной волны с давлением сжатия во фронте 30 кПа и продолжительностью фазы сжатия до 1 с; расчетной максимальной скорости ветра до 56 м/с.
Управление тяжелыми авариями Современные АЭС отличает беспрецедентно низкий риск распространения ионизирующих излучений и радиоактивных веществ в окружающую среду. Это достигается за счет новейших защитных и локализующих технологий системы безопасности. В проекте «ВВЭР-ТОИ» принята в качестве базового варианта конфигурация, построенная на двухканальной структуре активных систем безопасности без внутреннего резервирования и четырехканальной структуре пассивных систем безопасности. Состав активных систем безопасности: система аварийного и планового расхолаживания и охлаждения бассейна выдержки; система аварийного ввода бора; система аварийного расхолаживания парогенераторов; система аварийного электропитания (дизель-генераторы). Состав пассивных систем безопасности: пассивная часть системы аварийного охлаждения зоны; система пассивного залива активной зоны; система подачи воды бассейна выдержки в первый контур; система пассивного отвода тепла от парогенераторов; система защиты первого контура от превышения давления; система защиты второго контура от превышения давления; быстродействующая редукционная установка; система аварийного газоудаления; система аварийного электропитания (аккумуляторы); пассивная система фильтрации протечек из внутренней оболочки. В качестве одного из средств управления за проектными авариями в состав проекта «ВВЭР-ТОИ» входит устройство локализации расплава активной зоны (УЛР) – уникальная российская технология безопасности, которая обеспечивает гарантированное управление безопасностью благодаря локализации и охлаждению расплава при тяжёлой за проектной аварии на в некорпусной стадии локализации расплава. В рамках проекта «ВВЭР-ТОИ» выполняются работы по оптимизации технических решений проекта устройства локализации расплава с целью снижения стоимостных показателей и параллельному обоснованию эффективности работы УЛР. Предполагается достичь значительного уменьшения габаритных размеров корпуса УЛР и массы жертвенных материалов, а также перейти к модульной конструкции корпуса УЛР, что позволит облегчить вопросы транспортировки крупногабаритного оборудования на площадку сооружения АЭС. Предусматриваемое в проекте «ВВЭР-ТОИ» сочетание пассивных и активных систем безопасности обеспечивает отсутствие разрушения активной зоны в течение не менее 72 часов с начала возникновения тяжелой за проектной аварии при любом сценарии ее развития, а технические решения проекта гарантируют переход реакторной установки в безопасное состояние при любых комбинациях исходных событий (природных и техногенных), приводящих к потере всех источников электроснабжения, что существенно повышает конкурентоспособность проекта на внешнем и внутреннем рынках производства электроэнергии.
Устройство локализации расплава
Процесс моделирования сооружения АЭС
Генеральный план АЭС с ВВЭР-ТОИ
Отличительные особенности проекта Типовой проект Проект «ВВЭР-ТОИ» является основой разработки проектов серийного строительства атомных станций на площадках с широким диапазоном природно-климатических условий, в расчете на весь спектр внутренних экстремальных и внешних техногенных воздействий, характерных для всех потенциальных площадок строительства. Проект разрабатывается таким образом, чтобы его применение в индивидуальных проектах различных АЭС не требовало изменений основных концептуальных, конструктивных и компоновочных решений, а также дополнительных анализов безопасности и других обосновывающих документов, представляемых в государственные надзорные органы для получения лицензий на строительство. Инновационные технологии проектирования Единое информационное пространство проектирования – мульти платформенный программно-аппаратный комплекс управления инженерными данными для конструирования и проектирования, а также организации коммуникаций между территориально распределенными участниками проекта. Расширенный функциональный анализ (основан на расширенном применении стандартов МАГАТЭ) – практическая основа для уточнения задания на автоматизацию технологических процессов АЭС и проектирования организационно-функциональной структуры эксплуатации и обоснованного расчета штатного коэффициента. MultiD-проектирование – развитие опыта «полевого инжиниринга», существенно повышающего возможности управления проектом за счет детальной проработки технологических решений по строительству и монтажу оборудования.
Возможность модернизации Схемные решения, конструкция оборудования, систем и сооружений энергоблока ВВЭР-ТОИ обеспечивают возможность его модернизации, позволяющей: повышать годовую энерговыработку (например, за счет повышения КИУМ, сокращения времени плановых и неплановых простоев и т.д.); уменьшать энергопотребление собственных нужд; снижать потери электрической и тепловой энергии; улучшать условия работы персонала; поддерживать должный уровень безопасности, следуя всевозрастающим требованиям нормативных документов и необходимости периодического получения разрешений на эксплуатацию в период проектного срока службы АЭС.
3D- проект энергоблока ВВЭР-ТОИ
Центр виртуального прототипирования Центр виртуального прототипирования – это комплекс программно-технических средств, позволяющих визуализировать проектные и конструкторские модели. Он представляет собой сферу диаметром 6 м, в центре которой на прозрачной стеклянной площадке, на высоте 2 м, зрителям демонстрируется изображение в 3D-формате. Это позволяет достичь эффекта полного погружения в виртуальную среду. Практическое применение комплекса: интерактивное управление моделью АЭС; планирование и анализ проектных решений; отработка процессов эксплуатации, технического обслуживания и ремонта АЭС; моделирование действий при возникновении чрезвычайных ситуаций; возможность использования в качестве полигона для ситуационно-кризисного центра. CAVE (Cave Automatic Virtual Environment) или «пещера» – система виртуальной реальности полного погружения В настоящее время в России нет аналогичных технических реализаций при проектировании сложных технологических объектов. Такой способ демонстрации применяется пока только в оборонной промышленности, крупных автомобильных корпорациях и авиастроении.
C 2015 года на территории Курчатовского района проводится цикл земляных работ . Ведутся подготовительные работы для организации строительства фундамента плиты для реактора .
Спасибо за внимание .
Рисуем ананас акварелью
Этот древний-древний-древний мир!
Извержение вулкана
Снежная книга
Кактусы из сада камней