26 октября 2016 года в 06 часов 35 минут по московскому времени успешно выведен на проектную 100% мощность 6-ой блок Нововоронежской АЭС с реактором ВВЭР-1200 - самым мощным в России и первым в мире инновационным атомным реактором поколения «3+»!
Энергоблок № 6 с инновационным реактором ВВЭР-1200 - это первая атомная энергетическая установка спроектированная с нуля в новейшей истории России. Его проектная электрическая мощность составляет 1200 МВт и он является самым мощным энергоблоком в России.
ВВЭР-ы (Водо-Водяные Энергетические Реакторы) - это серия корпусных энергетических ядерных реакторов с водой под давлением, которая является одной из наиболее удачных ветвей развития конструкций ядерных энергетических установок, получившая широкое распространение в мире.
Констркуция ВВЭР-ов была разработана в СССР параллельно с другими типами реакторов РБМК и БН.
Научное руководство разработкой первых реакторов осуществляли выдающиеся советские ученые, академики И. В. Курчатов и А. П. Александров.
Первый энергоблок с реактором ВВЭР-1200 планировалось запустить еще в 2013 году, в рамках проекта сооружения Нововоронежской АЭС-2, однако конечные сроки были сдвинуты на 3 года. Лишь 5 августа 2016 года на Нововоронежской АЭС был включен в энергосистему России шестой энергоблок с новым реактором.
По распоряжению правительства России реакторами нового поколения планируется оснащение еще целого ряда вновь строящихся агрегатов. Реактором ВВЭР 1200 будет оснащена и превая Белорусская АЭС возле города Островец Гродненской области.
Физический запуск реакторной установки инновационного энергоблока №6 Нововоронежской АЭС состоялся 20 мая 2016 года, когда в реакторе, работающем на мощности менее 1% от номинальной, началась управляемая цепная реакция деления. Штатные ионизационные камеры зафиксировали нейтронный поток, соответствующий минимальному контролируемому уровню (МКУ).
В соответствии с регламентом, во время работы реактора на МКУ, специалисты атомной станции и представители предприятия-проектировщика провели измерения фактических значений нейтронно-физических характеристик активной зоны реактора для подтверждения соответствия этих данных проектным параметрам.
Вывод первого серийного ректора ВВЭР-1200 на 100% проектную мощность можно смело отнести к категории эпохальных, ое событие, хотя некоторые специалисты относят к первой в мире установке поколения южнокорейский реактор APR-1400, первый блок которого вышел на МКУ в январе 2016 года.
Но отнесение реактора APR-1400 к поколению «3+» это вопрос дискуссионный ( из-за отсутствия ловушки расплава и некоторых других особенностей конструкции). Тем не менее это очень редкий случай, когда научно-технический уровень России оказывается на острие прогресса в весьма высокотехнологичной отрасли.
Давайте посмотрим повнимательнее на ВВЭР-1200. Что же нового в этом проекте?
ВВЭР-1200 - это эволюционный проект, вышедший из вариантов ВВЭР-1000, которые строились для зарубежных заказчиков в 90х и 2000х: Бушерская АЭС, АЭС Кунданкулам, АЭС Тяньвань. Каждый параметр реактора постарались улучшить, а так же внедрить множество "модных" систем безопасности, позволяющих снизить вероятность выхода радиации при любых авариях и их сочетаниях за пределы герметичного реакторного отделения - контейнмента.
ВВЭР-1200 отличается от предшественника повышенной на 20% мощностью при примерно тех же размерах оборудования, повышенным сроком службы в 60 лет, лучшими возможностями маневрирования мощностью в интересах энергосистем, высоким КИУМ (коэффициент использования установленной мощности), возможностью работать 18 месяцев без перегрузки топлива и другими улучшенными удельными показателями.
Эти улучшения с лихвой компенсируют и некоторое повышение стоимости нового реактора.
Как достигается увеличение мощности в реакторе ВВЭР-1200? Повышением давления и температуры теплоносителя (воды) в первом контуре, повышенной энергонапряженностью твэлов, увеличением расхода воды через активную зону. При этом незначительное - всего на 8 градусов поднятие температуры воды на выходе из активной зоны позволяет добавить 10% к давлению пара на турбине, 20% к увеличению мощности и поднять КПД энергоблока с 33 до 35%.
Кроме улучшения удельных характеристики энергоблока большой упор в конструкции нового реактора сделан на внедрение различных систем безопасности, в том числе и абсолютно новых. Здесь интересно выделить ловушку расплава, систему СПОТ, спринклеры и пассивные катализаторы рекомбинации водорода.
Описанеи этих систем начнем с последних: как известно авария на Фукусиме приобрела совсем тяжелый характер, когда в блоках начала взрываться кислородно-водородная смесь. Водород при этом появляется при протекании пароциркониевой реакции - окислении горячего (>800C) циркония ядерного топлива водяным паром. Для того, что бы не допустить накопления водорода, на современных АЭС ставят такие крайне высокотехнологичные устройства, представляющие собой простой пустой шкаф с катализатором внизу, который вызывает беспламенное сгорание водорода в кислородосодержащей среде.
Выделяющееся тепло вызывает тягу, которая довольно быстро продувает через эти катализаторы рекомбинации весь объем водородосодержащей атмосферы внутри контейнмента.
Следующим интересным нововведением является СПОТ - система пассивного отвода тепла. Опять же возвращаясь к Фукусиме - водород там выделился после того, как большая часть воды в реакторе выкипела (пока операторы нерешительно думали, что же делать дальше), а оставшееся топливо начало плавится теплом радиоактивного распада осколков деления урана (в первые часы мощность этого распада достигает 0,5-1% мощности реактора перед глушением, т.е. десятки мегаватт).
Что бы этого не случилось, надо отводить тепло, и делать это по видимому независимо от действий персонала. Система СПОТ представляет собой теплообменники, погруженное в первый контур реактора и отводящие тепло в атмосферу.
Спринклерная система предназначена для снижения давления пара при разрыве первого контура. Сочетание охлаждения пара спринклерами с объемом герметичного отделения реактора позволяет даже в случае разрыва корпуса реактора удержать все содержимое внутри, не давая ему выйти наружу.
Наконец, ловушка расплава является последней линией обороны против аварий с потерей охлаждения, какие мы видели при инцидентах с реакторами на стнциях Фукусима (Япония) и Три-майл Айленд (США).
Ловушка расплава - это специальная емкость, установленная под реактором, в которой расположена "жертвенная" засыпка-разбавитель. В эту емкость должено стечь расплавленное топливо, если все же системы охлаждения не удержали его в нормальном состоянии в реакторе. Некоторые разработчики реакторов предпочитают при этом пытаться удержать расплавленное топливо внутри корпуса реактора путем интенсивного его охлаждения, однако нет 100% уверенности, что это возможно для мощностей больше 1 гигаватта.
Вот такой интересный энергоблок начал свою долгую жизнь а 26 октября 2016 на Новоронежской АЭС.
ключевые слова:
ВВЭР-1200, водо-водяной реактор, атомная энергетика
