PHWR-700 - индийский тяжеловодник

AtomInfo.Ru, ОПУБЛИКОВАНО 24.01.2021

10 января 2021 года в Индии был впервые синхронизирован с сетью блок №3 АЭС "Kakrapar" с тяжеловодным реактором PHWR-700.

Это первый блок с реактором PHWR-700, самым мощным реактором, который спроектировали и построили индийские специалисты. Сооружение блока велось с ноября 2010 года.

Накануне пуска в издании индийского ядерного общества "INS News Letter" была опубликована обзорная статья, посвящённая реактору PHWR-700.

История вопроса

Как известно, технология PHWR пришла в Индию из Канады. Для первых индийских тяжеловодных блоков был разработан проект PHWR-220.

Индийские организации и компании шаг за шагом брали работу по их строительству на себя. Касалось это не только изготовления оборудования. Если первые блоки с PHWR-220 во многом повторяли исходный канадский проект, то уже на АЭС "Madras" (пуски в середине 80-ых) в проекте появились усовершенствования, внесённые индийскими атомщиками.

В 80-ых годах в Индии стартовала разработка проекта тяжеловодного реактора большей мощности, получившего название PHWR-540. Сооружение двух первых (и последних) блоков по данному проекту началось в 2000 году на второй очереди АЭС "Tarapur", пуски состоялись в 2005-2006 годах.

Успешное и своевременное (!!) завершение строительства двух блоков с PHWR-540 побудило индийских атомщиков взяться за более сложную задачу по разработке и внедрению реактора PHWR-700.

По различным причинам переход от PHWR-540 к PHWR-700 затянулся. На первом блоке с новым реактором понадобилось свыше 10 лет от первого бетона до энергопуска.

На сегодняшний день, помимо "Kakrapar-3", в Индии строятся ещё пять блоков с PHWR-700 (включая два блока, где ведутся земляные работы, но пока не было первого бетона) и дано принципиальное согласие на сооружение ещё десяти блоков.

Строящиеся и планируемые блоки с PHWR-700

Активная зона

Проект PHWR-700 во многом основывается на проекте PHWR-540, однако в него были внесены изменения не только в части подъёма мощности, но и для учёта опыта эксплуатации блоков с PHWR-540, собиравшегося и анализировавшегося на систематической основе.

Тепловая мощность PHWR-540 составляет 1730 МВт(т), электрическая - 540 МВт(э) брутто. В проекте PHWR-700 мощность была поднята до 2166 МВт(т) и 700 МВт(э). Достигнуто это было за счёт двух технических решений.

Первое решение - возможность подкипания теплоносителя. Оно начинается при мощности порядка 85% от номинала, паросодержание на выходе из активной зоны составляет порядка 2-3%. Второе решение - модификация разбиения на зоны с различными выгораниями, позволившая добиться лучших коэффициентов неравномерности по активной зоне.

В целом полученная добавка к тепловой мощности PHWR-700 была обеспечена примерно на 70% первым решением (подкипанием) и на 30% вторым.

Активная зона PHWR-700 имеет традиционную для тяжеловодников конструкцию - каландр, торцевые защиты, трубы каналов теплоносителя и устройства контроля реактивности.

Всего в активной зоне 392 трубы каналов теплоносителя (coolant channels). Шаг их установки 28,6 см, что обеспечивает оптимальное замедление нейтронов. Материал труб - сплав циркония и ниобия (2,5%).

В каждую из труб загружается по 12 сборок длиной 0,5 метров, содержащих по 37 блочков из природного урана. При изготовлении труб в технические спецификации были внесены определённые изменения для повышения устойчивости труб к радиальной ползучести (creep).

В ряде докладов и презентаций по PHWR-700 утверждается, что в качестве топлива может использоваться не только природный, но и слабообогащённый (до 1,1%) уран, однако в данной публикации индийского ядерного общества говорится только о природном уране.

В проекте предусмотрены две независимых и построенных на различных физических принципах системы аварийной защиты - кадмиевые стержни СУЗ, вводящиеся в активную зону при срабатывании АЗ под действием силы тяжести, и система ввода в каландр нитрата гадолиния.

Реакторная установка

Как и PHWR-540, реакторная установка PHWR-700 двухпетлевая. В каждой из петель имеется по два парогенератора и два главных циркуляционных насоса.

Отличием проекта PHWR-700 является то, что петли обслуживают каналы теплоносителя не позонно, а по принципу чередования (см. рисунок ниже).

Так было сделано с целью более равномерного распределения пустотностей в теплоносителе при различных аварийных режимах, связанных с изменениями плотности тяжёлой воды, что позволяет минимизировать положительные пустотные коэффициенты реактивности.

Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра

Проект парогенераторов был выполнен силами специалистов ядерно-энергетической корпорации (NPCIL) Индии.

Ранее теплообменные трубки приходилось заказывать за рубежом, однако в рамках проекта PHWR-700 по инициативе NPCIL трубки длиной 30 метров были изготовлены силами индийской компании "Nuclear Fuel Complex".

Стоит заметить, что работы по изготовлению тяжёлого оборудования для PHWR-700 существенно продвинули возможности индийского атомного машиностроения. В том числе, отныне индийские заводы полагают возможным изготовление заготовок не только для PHWR, но и для части оборудования легководных реакторов большой мощности.

Разница в высотных отметках парогенераторов и активной зоны позволяет организовать отвод остаточного энерговыделения за счёт естественной циркуляции.

Имеется также независимая система пассивного отвода тепла PDHRS, отвечающая за поддержание объёма воды в парогенераторах (в проекте PHWR-540 такая система отсутствует). Система работоспособна без вмешательства оператора на протяжении 8 часов.

Перегрузка топлива в PHWR-700 осуществляется на ходу. В равновесном состоянии активной зоны, достигающемся примерно через 600 суток после первого пуска, в среднем за день перегрузочные операции выполняются на двух каналах; в режиме выхода на равновесное состояние перегрузки будут чаще.

Для упрощения перегрузок в проект PHWR-700 включена мобильная трансферная машина (Mobile Transfer Machine, MTM). Она служит для доставки к перегрузочным машинам свежих и для удаления выгруженных тепловыделяющих элементов. В ранних проектах эти функции выполняла челночная система (shuttle system, shuttle transport tubes), из проекта PHWR-700 она изъята.

Выгруженные твэлы охлаждаются, после чего вывозятся с площадки на завод по переработке ОЯТ.

Перегрузочная машина PHWR-700

Мобильная трансферная машина PHWR-700

Блок и станция

Защитная оболочка (контейнмент) реакторного здания PHWR-700 двойная. Внутренние поверхности внутренней защитной оболочки покрыты углеродистой сталью (это новшество для индийских PHWR).

Специально для проходок в PHWR-700 были разработаны electrical penetration assemblies. Их устанавливают в местах проходок внутрь реакторного здания, их задача - обеспечить герметичность соединений и не допустить выхода радиоактивности.

Electrical penetration assemblies.
Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра.

Среди других новшеств проекта PHWR-700 по сравнению с PHWR-540 можно отметить спринклерную систему охлаждения контейнмента (containment spray system, CSS), пассивные каталитические рекомбинаторы водорода, систему спецвентиляции контейнмента с фильтрами (containment filtered venting system, CFVS).

С учётом современных требований к безопасности в проект PHWR-700 включены система мониторинга водорода и пара (hydrogen and steam concentration monitoring system, HSCMS) и система мониторинга параметров в условиях тяжёлых аварий (severe accident parameters monitoring system, SAPMS).

Организован также кризисный центр (onsite emergency support center, OESC). Это здание, построенное рядом со станцией и обладающее усиленной защищённостью от внешних воздействий и радиации. Центр обеспечивает автономное размещение до 100 человек на протяжении недели, при этом персонал имеет возможность из центра мониторить состояние оборудования и систем энергоблока.

Для реакторного здания были разработаны специализированные подключения (hook-up), позволяющие при необходимости организовывать извне подачу воды в определённые системы блока.

Hook-up

Большая работа была проведена при проектировании систем контроля и управления блока. Блочный пункт управления организован с учётом требований эргономики, что позволяет снизить число ошибок операторов. Ряд новшеств был внесён в системы выдачи мощности.

Компоновка проекта исходно ориентирована на двухблочное размещение. Вспомогательные здания ставятся между двумя блоками. Пространства на площадке достаточно для того, чтобы работа нечётного блока не мешала сооружению чётного.

Строительство и будущие планы

Тяжёлое оборудование для блоков №№3/4 АЭС "Kakrapar" было заказано заблаговременно у индийских поставщиков, выполнявших аналогичные работы для проекта PHWR-540 (за исключением турбинного оборудования).

В публикации индийского ядерного общества, разумеется, невозможно было обойти вниманием вопрос о причинах затягивания строительства первого блока с PHWR-700. Они (причины) названы сверхкратко - финансовые проблемы и негативное влияние коронавирусной эпидемии (последнее только с марта 2020 года).

Касаясь строительства новых блоков с PHWR-700, издание отмечает, что важнейшей задачей станет достижение стандартизации проектов, что должно позволить сократить как сроки строительства, так и стоимость новых энергоблоков.

Ключевые слова: PHWR, Азия, Индия, Статьи

---

Другие новости:

В мире статус действующего имеют 443 блока, статус строящегося 52 блока - PRIS

В Китае один "Дракон" пущен, восемь строятся.

Первый энергоблок БелАЭС выведен на 100% мощности

Тепловая мощность - 3200 МВт(т); электрическая - 1170 МВт(э).

"Kakrapar-3" подключён к сети

Первый пущенный блок с PHWR-700.

---

---

---

---

Поиск по сайту: