Перечень новых разработок:

1. Система измерения расхода пара
   
2. Технические предложения по повышению эффективности эксплуатации теплоэнергетического оборудования
   
3. Разработка ресурсосберегающего оборудования
   
4. Комплекс подготовки проб и контроля химических параметров рабочей среды второго контура АЭС с ВВЭР
   
5. Комплекс подготовки проб и контроля химических параметров теплоносителя первого контура АЭС с ВВЭР
   
6. Сопла для пароэжекторных машин
7. Коды нового поколения
8. Теплогидравлика реакторов с водой сверхкритических параметров
9. Перспективы использования кольцевых твэлов в атомной энергетике
10. База данных «Экологическая, технологическая и атомная безопасность предприятий, использующих в своей деятельности ядерные материалы, источники ионизирующих излучений, радиоактивные вещества и радиоактивные отходы»
11. Проектирование электротехнического оборудования
12. Переосвидетельствование комплекта имитаторов активной зоны ТВСА и ПС СУЗ, поставляемых для проведения пуско–наладочных работ на энергоблоке №2 РоАЭС
    

    ---

Система измерения расхода пара

      В лаборатории сепарационных и гидродинамических процессов в парогенерирующем оборудовании АЭС ОАО “ЭНИЦ” разработана измерительная система, предназначенная для непрерывного измерения расхода пара в паропроводах энергоблоков ВВЭР-1000. Система может быть использована в информационном канале с выводом показаний на блочный щит управления (БЩУ) и в схеме автоматического регулирования уровня воды в парогенераторе (ПГ).
      В настоящее время в системе автоматического регулирования уровня воды в ПГ энергоблоков с ВВЭР-1000 используется входной сигнал по расходу генерируемого пара. Этот сигнал формируется по косвенному параметру – перепаду температуры теплоносителя первого контура на входе и выходе из ПГ. Такой способ косвенного определения расхода генерируемого пара имеет существенный недостаток, заключающийся в его инерционности, которая особенно значительно проявляется в пе­реходных режимах.
      Для улучшения качества регулирования уровня воды в ПГ энергоблоков ВВЭР-1000 в стационарных и переходных режимах в ОАО “ЭНИЦ” разработана система прямого безинерционного измерения расхода пара в паропроводах после ПГ с использованием пневмометрических трубок специальной конструкции и блока корректора тока, учитывающего изменения давления пара. Подобная измерительная система применяется на зарубежных АЭС.
      В основе физического метода измерения расхода лежат закономерности распределения давления на поверхности неподвижного стержня, обтекаемого турбулентным поперечным потоком среды. В “лобовой” зоне появляется область максимального давления, а в “кормовой” зоне – область с пониженным давлением. Разность давления между лобовой и кормовой зонами трубки более чем в 2 раза превышает скоростной напор набегающего потока, что выгодно ее отличает от других типов пневмометрических трубок.
      Пневмометрическая трубка устанавливается в паропроводе на расстоянии от стенки равным 0,25-R, где имеет место средняя расходная скорость потока. При этом применительно к условиям блока ВВЭР-1000 расстояние от стенки паропровода до отборов давления составляет 72,5 мм. При диаметре трубки 18 мм это обеспечивает ее достаточно высокие прочностные и вибрационные характеристики.
      Преимущество пневмометрических трубок по сравнению с другими измерительными устройствами заключается в их конструктивной простоте, высокой эрозионной стойкости и отсутствии необратимых потерь при измерении расхода пара.
      В настоящее время данная измерительная система прошла опытную эксплуатацию на энергоблоке № 3 Балаковской АЭС и показала свою эффективность.
      Характеристики системы позволяют использовать ее не только в схеме вычисления расхода пара в паропроводах энергоблоков ВВЭР-1000, но также ВВЭР-440 и РБМК-1000.

Технические предложения по повышению эффективности эксплуатации теплоэнергетического оборудования

      В лаборатории теплоэнергетики и экологии ОАО «ЭНИЦ» разрабатываются технические предложения по повышению эффективности эксплуатации оборудования промышленных предприятий, в том числе ТЭС и АЭС.
      В лаборатории разработано техническое предложение по модернизации пароэжекторных холодильных машин (ПЭМ), использующихся для поддержания заданных характеристик внутреннего воздуха в производственных помещениях. Техническое предложение внедрено на Балаковской АЭС. Лабораторией были разработаны новые проточные части струйных аппаратов ПЭМ (сопла главных и вспомогательных эжекторов). Предложены модернизированные сопла со скруглением проточной части вместо ранее установленных сопел с упрощенной проточной частью, состоящей из двух конусов. Сопла, изготовленные на производственной базе ОАО «ЭНИЦ», были успешно испытаны и в настоящее время эксплуатируются на блоке №1 Балаковской АЭС.
      По итогам эксплуатации ПЭМ с изменённым профилем сопел на Балаковской АЭС было принято решение о замене штатных сопел на ПЭМ всех 4 энергоблоков.
      Также была изготовлена и поставлена партия новых сопел на ПЭМ Волгодонской АЭС.
      Лабораторией был предложен способ защиты от стояночной коррозии труб конденсаторов турбин АЭС. Техническое предложение основано на методе термической сушки труб со стороны охлаждающей воды для удаления остаточной влаги. Данное предложение внедрено на Волгодонской и Балаковской АЭС.

Разработка ресурсосберегающего оборудования

      Лабораторией теплоэнергетики и экологии ОАО “ЭНИЦ” разрабатывается и внедряется топливо- и ресурсосберегающее оборудование, повышающее надежность, экономическую эффективность и экологическую безопасность работы промышленных и энергетических объектов. Лабораторией разрабатываются газовые горелки и акустико-механические форсунки с регулируемым факелом, проводятся теплотехнические балансовые и режимно-наладочных испытания на топливосжигающем оборудовании. Данное оборудование разрабатывается и изготавливается в соответствии с условиями и требованиями конкретного заказчика (расход и давление топлива, угол раскрытия факела, габаритные и присоединительные размеры).
      Минимальное давление жидкого топлива 0,2 МПа, распыливающего агента (пар, воздух) 0,2 МПа.
      Акустико-механические форсунки типа ФАМ с регулируемыми параметрами факела (длина, форма) предназначены для работы в топках технологических и промышленных печей, паровых и водогрейных котлов, сушильных агрегатов и других топливосжигающих установок. Основное отличие акустико-механической форсунок от существующих состоит в возможности управления длиной и формой факела при постоянной тепловой мощности горелки. Разработанные форсунки внедрены на котлах типа ДКВР, ДЕ, БКЗ, ГМ, ПТВМ, КГВМ. Для решения задачи эффективного сжигания мазута в водогрейных котлах, оснащенных горелками РГМГ, лабораторией была успешно реконструирована мазутная часть горелки с установкой вместо ротационных форсунок акустико-механических для качественного сжигания тяжелых топлив. Перед поставкой все форсунки подвергаются индивидуальной тарировке на пневмогидравлическом стенде.
      Газовые горелки типа ГРФ с регулируемыми параметрами факела (длина, форма, светимость) предназначены для работы в топках технологических и промышленных печей, паровых и водогрейных котлов, сушильных агрегатов и других топливосжигающих установок различных отраслей промышленности. Основным отличием разработанной горелки ГРФ от существующих является возможность управления длиной, формой и светимостью факела непосредственно в процессе эксплуатации при постоянной теплопроизводительности горелки.
      Лаборатория проводит теплотехнические балансовые и режимно-наладочные испытания (РНИ) на различном топливосжигающем оборудовании энергетических и промышленных предприятий (котлы, печи) с выдачей режимных карт работы оборудования.
      Экономия топлива как по результатам внедрения оборудования, так и по результатам РНИ 1–5%.

Длинный узкий факел (a_ф=25–30°)



Промежуточный факел (a_ф=75–90°)



Короткий широкий факел (a_ф=170–180°)

Тарировка форсунки ФАМ-400 на пневмогидравлическом стенде

Комплекс подготовки проб и контроля химических параметров рабочей среды
второго контура АЭС с ВВЭР

      Лабораторией организации, контроля и диагностики водных режимов АЭС (ТЭС) ОАО “ЭНИЦ” разработана система подготовки проб и измерений (СППИ) химических параметров технологических водных сред. Система разработана совместно с ПКТИ “Атомармпроект”, изготавливается ОАО “Завод Старорусприбор” (г. Старая Русса) и ОАО “Машиностроительная корпорация “Сплав” (г. Великий Новгород).
      СППИ предназначена для подготовки, подачи и анализа проб технологических водных сред (температура до 350 °С, давление до 30 МПа) в режиме «on line» в системах автоматизированного химического контроля (АХК) водно-химических режимов второго контура АЭС с реакторами типа ВВЭР, а также ТЭС котельных, систем водоподготовки.

Щиты СППИ	Стойки СППИ

Применение СППИ позволяет:

• существенно сократить затраты на создание и обслуживание систем АХК за счет исключения щитов вторичных преобразователей и регистрирующих приборов, кабельных трасс и т.д.;
• повысить надежность работы АХК, уменьшить помехи и площади помещений для размещения системы АКХ за счет применения рациональных компоновочных решений;
• исключить влияние человеческого фактора.

      В настоящее время СППИ (щиты со стойками) эксплуатируются на блоке №3 Калининской АЭС. Щиты измерений – на блоке №1 Волгодонской АЭС.
      ОАО “ЭНИЦ” предлагает применение СППИ на строящихся и модернизируемых энергоблоках АЭС в России и за рубежом.

Комплекс подготовки проб и контроля химических параметров теплоносителя
первого контура АЭС с ВВЭР

      Лабораторией организации, контроля и диагностики водных режимов АЭС (ТЭС) ОАО “ЭНИЦ” совместно с ПКТИ «Атомармпроект» разработана проектная документация на комплекс оборудования для подготовки проб и контроля химических параметров теплоносителя I контура АЭС с ВВЭР (КПП-I).
      КПП-I предназначен для подготовки, подачи и анализа проб теплоносителя в режиме «on-line» в системах автоматизированного химического контроля (АХК) водно-химических режимов I контура АЭС с реакторами типа ВВЭР.
      Отечественных аналогов КПП-I нет.

Функции КПП-1

      КПП-I предусматривает последовательную подготовку пробы перед подачей на датчики анализаторов, реализуя следующие функции:

• снижение начального давления, охлаждение и регулирование температуры отбираемой пробы;
• регулирование расхода пробы;
• грубую и тонкую очистку пробы от механических примесей;
• измерение, индикацию результатов измерения и преобразование в выходной унифицированный аналоговый токовый сигнал 4-20 мА концентрации измеряемых компонентов;
• измерение, индикацию результатов измерения температуры, давления и расходов проб, перепада давления на фильтрах тонкой очистки (ФТО);
• передачу удаленному пользователю аналоговых токовых сигналов концентрации контролируемых параметров и сигналов «Неисправность»;
• сдувку водорода в систему дожигания водорода;

      Элементы КПП-I являются элементами нормальной эксплуатации важными для безопасности и относятся к классу 3Н по НП-001-97, группе С по ПНАЭ Г-7-008-97 и II категории сейсмостойкости по НП-031-01. Питание КПП-I осуществляется от однофазной сети переменного тока напряжением 220 В (+10%; –15%) с частотой 50 ± 1 Гц.

Сопла для пароэжекторных машин

      Для повышения надежности оборудования системы вентиляции и кондициони­рования гермозоны при прохождении максимальных тепловых нагрузок в летний период года были разработаны сопла оптимальной геометрии для эжекторов холодильных машин работающих на АС с блоками ВВЭР-1000. Детали, изготовленные по чертежам и технологии ОАО «ЭНИЦ», позволяют поддерживать температуру воды, являющейся хладоносителем, на уровне 9-10 °С, что на 3-4 °С ниже, чем при работе на штатном оборудовании. Данная разработка была внедрена на Балаковской и Волгодонской АЭС. Возможность выпуска продукции подтверждена соответствующими лицензиями Ростехнадзора на проектирование и изготовление оборудования для АС.

Коды нового поколения

      Уровень экономичности, безопасности и конкурентоспособности новых проектов АЭС впрямую зависит от уровня их научно–технического обоснования. Основные достижения теории и эксперимента используются при этом в виде сложных программных комплексов (расчетных кодов). Повышение точности расчетов приводит к снижению консервативности проектных решений, а значит к уменьшению стоимости блока при одновременном росте показателей безопасности. Современные расчетные коды позволяют существенно снизить сроки проектирования и отработки конструкции новых энергоблоков и, в конечном итоге, интенсифицировать атомное энергомашиностроение. Таким образом конкурентоспособность АЭС, во многом, определяется уровнем кодов, используемых для расчетов нейтронно-физических, теплогидравлических, прочностных процессов, переноса продуктов деления и т.д.
      В Европе 49 организаций из 13 стран уже девятый год координированно работают в рамках проекта NURESIM (NUclear REactor SIMulation) над созданием расчетного инструмента, позволяющего анализировать связанные нейтронно-физические, теплогидравлические, механические, физико-химические и другие процессы, включая распространение продуктов деления и их воздействие на окружающую среду. Особый упор делается на разработку методов расчета трехмерных многофазных процессов. Во Франции к 2010 г. планируется создать расчетный код NEPTUNE, превосходящий самые современные требования, с областью применения, далеко выходящей за рамки атомной энергетики. В проекте участвуют все организации, причастные к атомной индустрии: CEA (комиссариат), IRSN (надзорный орган), EDF (эксплуатирующая организация) и FRAMATOM (промышленность). Работа началась с определения перечня из 44 “критических” задач для существующих и перспективных РУ, решение которых практически невозможно без кодов нового поколения. Это в первую очередь:

• новые конструкции ТВС;
• обоснование продления срока службы;
• процессы повторного залива, включая “термошок” корпуса;
• критические тепловые потоки для ТВС произвольных геометрий;
• неравновесное взаимодействие пара с большими объемами жидкости в новых проектах АЭС с пассивными системами и безопасности;
• гидроудары;
• вибрации трубок парогенераторов;
• механические нагрузки при двухфазном течении в запорно-регулирующей арматуре;
• кавитация;
• водно-химический режим в зоне и парогенераторах;
• процессы в контайнменте и др.

      Затраты на NEPTUNE – 6 млн евро (шесть миллионов евро) ежегодно. Проект активно поддерживается университетской и академической наукой. Необходимость развития кодов нового поколения связана в первую очередь с повышением точности теплогидравлических расчетов АЭС, снижением неопределенностей при обосновании безопасности. Эта потребность вызвана на Западе конкуренцией атомной энергетики с другими типами электростанций, что вынуждает постоянно проводить оптимизацию реакторов и систем безопасности в новых проектах АЭС, увеличивать топливный цикл, снижать эксплуатационные затраты и продлевать срок действия существующих АЭС. Отставание в области создания кодов нового поколения неизбежно повлечет за собой проигрыш и в конкуренции внутри мировой атомной энергетики: экспорт АЭС на мировой рынок будет практически невозможен, если обоснование их безопасности выполнено не на уровне самых строгих стандартов.
      Создание кодов нового поколения должно вестись по нескольким направлениям:

• эволюционное совершенствование существующих реалистических кодов, пополнение их новыми, в том числе 3–D моделями и численными схемами;
• совершенствование и расширение области применения имеющихся CFD-кодов, пополнение их моделями двухфазной гидродинамики;
• отработка новых физических моделей, подходов к замыкающим соотношениям и численным методам в рамках отдельных пилотных кодов;
• отработка новых методов проведения теплофизического эксперимента и средств измерений для создания моделей новых кодов и их верификации:
• создание компьютерных программных комплексов в качестве коммерческих кодов нового поколения.

      Существующие заделы в ОАО «ЭНИЦ»:

• сложившийся коллектив ЭНИЦ, результаты и опыт работы;
• выполненные работы (feasibility study), подтверждающие возможность создания кодов нового поколения и определившие основные направления первоочередных работ. Основные результаты опубликованы в ведущих российских и международных журналах;
• накопленный опыт использования западных современных кодов для анализа безопасности и оптимизации конструктивных решений для АЭС с РБМК и ВВЭР (например, расчетным путем, используя CFD-коды, показано, что количество водоуравнительных трубопроводов в РБМК можно сократить в 1,5 раза и т.д.);
• тесная связь с западными участниками проекта NURESIM, в том числе хорошие личные отношения и опыт плодотворной совместной работы в рамках международных проектов.

      Проект может быть реализован за 5 лет. Конечный результат – аттестация программного средства в Ростехнадзоре.

Теплогидравлика реакторов с водой сверхкритических параметров

      Совершенно очевидно, что атомная энергетика, также как и тепловая, будет развиваться по пути повышения параметров теплоносителя вплоть до сверхкритического давления (СКД), и соответственно существенного увеличения коэффициента полезного действия (КПД). Разработка легководного корпусного реактора с теплоносителем, находящемся при СКД – одно из 6 направлений международной программы GIF (Generation IV International Forum) по разработке реакторов четвертого поколения. Согласно этой программе, новые реакторы должны появиться на рынке производства энергии к 2030 году или даже раньше. Главная задача энергоблоков с СКД – производство дешевой электроэнергии.
      Сформулируем основные, достаточно очевидные преимущества атомных энергоблоков со сверхкритическими параметрами.
Значительный рост КПД — по различным оценкам до 40-45%, по сравнению с 32–34,5% для существующих легководных реакторов различных типов. Уменьшение на порядок расхода теплоносителя через активную зону. Это связано с ростом теплоемкости при СКД и возможностью значительного подогрева теплоносителя (до 270°С) в активной зоне (от 280°С на входе в АЗ, до 550°С на выходе), по сравнению с подогревом в 20–35°С, характерным для действующих LWR. Уменьшение расхода сопровождается снижением затрат энергии на прокачку теплоносителя. Кроме того уменьшается количество петель (до двух) и проходные сечения главных циркуляционных трубопроводов (в 2.5-3 раза), размеры запорно-регулирующей аппаратуры, мощность и размеры главных циркуляционных насосов и т.д.
      Существенно уменьшается масса теплоносителя в циркуляционном контуре вследствие значительного снижения средней плотности теплоносителя в активной зоне и уменьшения объема контура. Соответственно, при авариях с течью теплоносителя (LOCA) полная масса истекающего теплоносителя существенно меньше, что приводит к снижению силовых и тепловых нагрузок на контайнмент и позволяет значительно уменьшить его размеры, тем более, что нет необходимости размещать в контайнменте оборудование, отмеченное в следующем пункте.
      Отсутствие фазовых переходов при СКД приводит к отказу от использования парогенераторов, компенсаторов давления, циркуляционных насосов второго контура присущих PWR и сепараторов, устройств уменьшения влажности пара, систем контуров рециркуляции характерных для BWR и т.д. Таким образом, реакторную установку можно сделать прямоточной и одноконтурной, что существенно ее удешевляет.
      Отсутствует кризис теплообмена при кипении, ограничивающий удельную мощность АЗ.
      Практически отсутствует проблема водородной безопасности и соответствующие компоненты системы безопасности (рекомбинаторы, датчики водорода и т.д.) при использовании оболочек из никелевых сплавов или нержавеющих сталей.
Появляется возможность использовать малогабаритные высокоскоростные турбоустановки низкого давления, кроме того, появляется возможность снизить количество конденсаторов.
      Детальный анализ процессов в РУ СКД позволил составить предварительный перечень проблем и задач, которые необходимо решить для успешного внедрения концепции РУ с СКД:

• Развитие и верификация расчетных кодов.
• Критическое истечение.
• Теплообмен и гидродинамика в сборках, влияние дистанционирующих решеток.
• Переход из состояния с подкритическим давлением в состояние с СКД и обратно.
• Устойчивость в номинальных и переходных режимах.
• Естественная циркуляция при СКД.
• Влияние растворенных газов и примесей.
• Термоакустические колебания.
• Влияние дросселирования на входе.
• Повторный залив.
• Определение критериев приемлемости.
• Работа систем аварийной защиты.
• Схема регулирования (мощность-расход).
• Процессы в контайнменте.
• Система автоматического сброса давления.
• Радиолиз, влияние на ВХР.
• Вопросы прочности, выбор материалов.
• Раздутие оболочек твэлов при сбросе давления.

      В ЭНИЦ в 2007–2008 гг. выполнен тщательный анализ роли отмеченных проблем в номинальных, переходных и аварийных режимах, предложены пути их решения. Основные результаты исследований опубликованы в совместной с НИКИЭТ научной работе “Нерешенные проблемы тепло– и массобмена водоохлаждаемых реакторных установок со сверхкритическими параметрами теплоносителя” (Препринт ET–08/76). В ней обосновывается необходимость проведения определенных экспериментов. Для экспериментального обоснования РУ СКД предлагается использовать экспериментальную базу ОАО «ЭНИЦ».
      Первоочередными являются следующие работы.

• Модернизация стенда по исследованию критических расходов при аварийной разгерметизации циркуляционного контура ВВЭР-СКД.
  В ходе экспериментов исследуется истечение из труб с острой, конической и плавно изменяющейся кромкой при различных соотношениях L/d. Неизометричность теплоносителя моделируется с помощью двух емкостей, имеющих общую камеру смешения. Камера смешения соединяется трубопроводом с имитатором разрыва. Давление в емкостях одинаково и изменяется в диапазоне 23,0-27,5 МПа. Температура теплоносителя в емкости I 380-600 °С, в емкости II 200-380 °С. Между емкостями I и II и камерой смешения размещены гидравлические сопротивления переменной величины. В ходе экспериментов изменяется давление в установке, температура воды в емкостях, гидравлические сопротивления между емкостями и камерой смешения, между камерой смешения и местом разрыва. Измеряются величина расхода в разрыв, давление, температура и скорость в различных точках (емкостях, камере смешения, трубопроводе). В результате экспериментальных исследований и анализа данных будет разработана методика расчета критического истечения теплоносителя сверхкритических параметров, с учетом эффекта термической неравновесности теплоносителя; создана база данных для верификации системных теплогидравлических кодов.
• Создание стенда по измерению локальных характеристик теплообмена и гидродинамики в тепловыделяющих сборках с малым эквивалентным гидравлическим диаметром с учетом влияния дистанционирующих решеток.
  Необходимо изучить влияние геометрии (типа решетки) ТВС, диаметра твэлов, шага, типа дистанционирующей решетки, их расположения, осевой и радиальной неравномерности тепловыделения, скорости давления и температуры теплоносителя и т.д. В ходе экспериментов с использованием прецизионных методов измерения полей скорости и температуры (LDA, PIV и т.д. методы) планируется получить турбулентные характеристики переноса энергии и количества движения (импульса), которые необходимы для описания процессов тепломассообмена и верификации CFD-кодов (Computational Fluid Dynamics). Результатом выполненных экспериментальных исследований будут обоснованные предложения по оптимальным конструкциям ТВС и база данных для верификации системных теплогидравлических кодов, пучковых (поячеистых) кодов и кодов CFD класса. Эксперименты будут проведены при давлениях, температурах, паросодержаниях (недогревах) и скоростях, соответствующих параметрам ВВЭР-СКД в номинальных и аварийных процессах.
• Модернизация полномасштабного стенда ПСБ-ВВЭР для исследования контурной теплогидравлики и теплообмена применительно к номинальным переходным (включаю остановку и пуск) и аварийным режимам ВВЭР-СКД.
  В ходе модернизации стенд будет оснащен моделями систем безопасности и управления, присущими прямоточному одноконтурному реактору со сверхкритическими параметрами теплоносителя. Это в первую очередь система автоматического сброса давления, гидроемкости высокого давления, система аварийного сброса пара, аварийные гидроемкости с насосами высокого давления и т.д. Стенд должен быть оснащен запорно-регулирующей арматурой, рассчитанной на работу при СКД. Программа экспериментов основывается на матрицах верификации системных теплогидравлических кодов для расчета всех режимов ВВЭР-СКД. Такие матрицы должны быть разработаны в первую очередь. Эксперименты включают моделирование пусковых и переходных процессов, режимов LOCA-течи из холодной и горячей ниток разной интенсивности, реактивностных аварий, ATWS, снижения расхода и/или температуры питательной воды, несанкционированного закрытия главного парового клапана (перед турбиной) и т.д.
  
  

Перспективы использования кольцевых твэлов в атомной энергетике

      Конкуренция атомной энергетики с другими способами производства энергии требует снижения стоимости электроэнергии при сохранении или даже повышении уровня безопасности. Постоянно проводится оптимизация реакторных установок и систем безопасности, увеличиваются продолжительность топливной компании и глубина выгорания топлива, снижаются капитальные и эксплуатационные затраты, продлевается срок службы. Одним из привлекательных способов улучшения экономических показателей действующих и новых АЭС является повышение удельной (литровой) мощности, что позволяет производить больше энергии, не увеличивая корпус реактора.
      Традиционные твэлы работают в весьма напряженных условиях. Максимальная температура топлива в центре твэла (особенно в зоне максимального тепловыделения) очень высока (превышает 2200 °С), а среднее по твэлу значение температуры достигает величины 1300 °С. Отклонение режимных параметров от номинальных значений (снижение расхода, повышение мощности и т.д.) приводит к дальнейшему повышению температуры, что может привести к нарушению герметичности твэлов. Аккумулированная в топливе энергия определяет начальные условия протекания аварии с потерей теплоносителя (в частности, первый после разгерметизации контура пик температуры оболочки твэла полностью определяется запасенной в твэле теплотой) и тем самым оказывает существенное влияние на ее развитие и последствия. Кроме того, повышение температуры оболочки твэла из сплава циркония может привести к экзотермической химической реакции последнего с водой с выделением водорода и дополнительным ростом температуры твэла.
      Таким образом, интенсификация теплообмена в активной зоне с одновременным снижением аккумулированной теплоты – реальные пути повышения мощности и уровня безопасности АЭС. Это было осознано с самого начала развития атомной энергетики. Достижения в технологии изготовления топлива и оболочки твэлов позволили перейти на твэлы меньшего диаметра, тем самым увеличиваются число твэлов в тепловыделяющей сборке (ТВС) и поверхность теплообмена, снижается термическое сопротивление топлива. Так, при сохранении оптимального водно–топливного соотношения 1,7 для корпусных реакторов под давлением (PWR) и 2.0 для корпусных кипящих реакторов (BWR), число твэлов в ТВС PWR увеличено с 15x15 до 17x17 (при сохранении внешних размеров ТВС); для ТВС BWR осуществлялся переход от сборок 6x6 на 8x8, в настоящее время создаются сборки 9x9 и даже 10x10. Для ВВЭР–1 (1–й блок НВАЭС) и ВВЭР–2 (АЭС “Райнсберг”, ГДР) диаметр твэлов был 10,2 мм при шаге решетки 14,3 мм, в настоящее время в реакторах ВВЭР используются твэлы диаметром 9,1 мм при шаге 12,2 мм. В ходе работы над проектом ВВЭР–1500 рассматривался вариант ТВС с твэлами диаметром 7,6 мм.
      Однако дальнейшее уменьшение размеров твэла ограничено требованиями сохранения прочностных характеристик, например вибрационной стойкости, кроме того снижение диаметра твэла сопровождается снижением толщины оболочки – появляются проблемы коррозионного повреждения (в том числе фреттинг–коррозии) и механической устойчивости тонких оболочек. Таким образом возможности повышения удельной мощности водоохлаждаемых реакторов при использовании традиционных ТВС практически исчерпаны (достигнутая объемная мощность для PWR и ВВЭР составляет примерно 100–110 кВт/м3), поскольку требуют значительных дополнительных вложений в системы безопасности, что в свою очередь приводит к существенному удорожанию АЭС.
      Последние достижения в области разработки и производства материалов оболочек твэл и ядерного топлива позволяют реализовать эффективный метод значительного увеличения (до 50%) удельной мощности реакторной установки при одновременном повышении уровня безопасности. Он заключается в использовании кольцевых твэлов, в которых теплосъем осуществляется как с внешней, так и с внутренней теплоотдающих поверхностей, причем теплоноситель внутри твэла и снаружи движется в одном направлении.
      Идея использования кольцевых твэлов для ВВЭР, PWR и газоохлаждаемыхреакторов известна более 30 лет. Более того, она реализована на нескольких исследовательских реакторах и на Первой АЭС в Обнинске. Однако, до сих пор кольцевые твэлы не применяются в энергетических реакторах. Тем не менее, работы по научно-техническому обоснованию эффективности их использования активно ведутся в мире в последние 10 лет.Наиболее продвинутые результаты получены в Массачусетском технологическом институте (MIT). Работа выполнена под руководством Павла Хейзлара и МуджидаКазими. Заказчиком трехлетнего цикла исследований выступило Министерство энергетики США (DОЕ).
      В работах, кроме специалистов MIT, принимали участие исследователи из WestinghouseElectric, GammaEngineering, FramatomeANP S, Atomic­EnergyofCanada. Кроме того, значительный цикл теплогидравлических исследований выполнен в KAIST (Korea Advanced Instituteof Science and Technology).
      Переход от традиционных твэлов к кольцевым (при сохранении соотношения массы топлива и теплоносителя в зоне) практически удваивает поверхность теплообмена. При этом примерно в два раза снижается толщина топливного слоя. Это, учитывая теплообмен как с внутренней, так и внешней поверхности, приводит к четырехкратному снижению эффективного термического сопротивления топлива по сравнению с обычными твэл. На рисунке хорошо видно, что кольцевой твэл имеет существенно больший диаметр. Это вынужденное решение обеспечивает приемлемые условия охлаждения внутренней поверхности кольцевого твэл. Таким образом, разность между максимальной температурой топлива и температурой теплоносителя существенно понижается (примерно в 4 раза при сопоставимой мощности).

Схематическое изображение традиционного (слева) и кольцевого (справа) твэл

Кроме того, такое решение (кольцевые твэл) обладает дополнительными важными с точки зрения экономики и безопасности преимуществами перед традиционными ТВС:

• позволяет существенно (на 50%) увеличить удельную мощность РУ;
• существенно снизить максимальную температуру топлива (более чем на 1000 °С при увеличенной до 150% мощности РУ). Температура топлива уменьшается, т.к. более чем в два раза снижается толщина топливного слоя, кроме того, теплопроводность UO2 при снижении температуры растет;
• снизить энтальпию (запасенную энергию) топлива более чем в два раза, что повышает безопасность РУ при авариях с потерей теплоносителя и таким образом появится возможность оптимизации (уменьшения стоимости) систем безопасности.

      Снижение температуры топлива сопровождается снижением газовыделения в твэл и уменьшением механических напряжений в топливе, что приводит к увеличению выгорания топлива. Кроме того, существенно более низкие температуры топлива расширяют диапазон использования обратных связей между нейтронно-физическими и теплогидравлическими процессами в активной зоне, приводящих к снижению нейтронной мощности при росте температуры топлива и соответственно повышению безопасности РУ.
      Наконец первичный термомеханический анализ показывает существенное улучшение вибрационных характеристик ТВС. Это повышает долговечность конструкции активной зоны, что особенно важно в условиях увеличения расхода теплоносителя через активную зону (до 50%), аналогично росту мощности.
      Очевидно, что использование вышеперечисленных преимуществ новой конструкции твэл приводит к одновременному росту экономичности и безопасности АЭС.
      Однако для практического внедрения «трубчатых» твэл следует решить ряд проблем.
      Необходимо определить запасы до кризиса кипения на внешней и внутренней поверхностях теплообмена. Оптимизация ТВС должна быть направлена на выравнивание этих запасов, при этом величина запаса должна превышать значение 1.30. При определении запасов следует учитывать неравномерность энерговыделения в активной зоне по высоте и радиусу. Кроме того, в процессе эксплуатации за счет разбухания (swelling) и теплового расширения топлива изменяются толщины газовых кольцевых зазоров – внешний газовый зазор уменьшается, внутренний увеличивается. Это сопровождается перераспределением тепловых потоков, возрастает доля тепла, отводимого с внешней поверхности.
      Применение ТВС с трубчатыми твэл не должно приводить к существенному повышению перепада давления в активной зоне по сравнению с используемыми в настоящее время ТВС (при сопоставимых расходах теплоносителя).
Следует изучить поведение альтернативных ТВС с трубчатыми твэл в условиях повторного залива активной зоны. Необходимо предотвратить возможность возникновения значительных термомеханических напряжений в ТВС в случае неравномерного охлаждения, например в случае затрудненного проникновения жидкости во внутреннюю полость твэл.
      Необходимо изучить поведение ТВС при локальном кризисе на одной (скорее всего на внутренней) из поверхностей твэл.
Рост мощности сопровождается соответствующим увеличением расхода теплоносителя, поэтому, хотя вибрационные характеристики кольцевых твэл лучше, следует выполнить анализ поведения твэл и дистанционирующих решеток при повышенных в 1,5 раза скоростях теплоносителя.
      Повышение удельной мощности требует повышения обогащения топлива до 7-8%. Необходим цикл исследований по поведению такого топлива и его взаимодействию с оболочками твэл.
      Большая поверхность теплообмена в ТВС с трубчатыми твэл приводит к более интенсивной (в первый момент времени) генерации пара в зоне при аварии типа LOCA и соответственно к усилению влияния пустотного эффекта реактивности. Требуются нейтронно-физические и теплогидравлические исследования первой стадии LOCA для ТВС с трубчатыми твэл.
      Все сравнительные и оптимизационные расчеты должны проводиться при соблюдении двух условий:

• Соотношение между объемами топлива и замедлителя (воды) должно оставаться равным соответствующему значению для традиционных РУ.
• Рост энтальпии (подогрев) теплоносителя в активной зоне для РУ с традиционными и альтернативными ТВС должен быть одинаков.

      ОАО «ЭНИЦ» в инициативном порядке выполнил проработку конструкции ТВС с такими твэлами и владеет соответствующим патентом (Патент России 2220464 МКИ3G 21С3/00, 3/30, 3/32. Тепловыделяющая сборка / В.Н.Блинков, Э.А.Болтенко // Заявка №2002104121 от 20.02.2002. Открытия. Изобретения. 2003. №36).

База данных «Экологическая, технологическая и атомная безопасность предприятий, использующих в своей деятельности ядерные материалы, источники ионизирующих излучений, радиоактивные вещества и радиоактивные отходы»

      С 2008 года в ОАО «ЭНИЦ» разрабатывается база данных – в помощь руководителям и специалистам Предприятий, использующих в своей деятельности ядерные материалы, источники ионизирующих излучений, радиоактивные вещества и радиоактивные отходы. БД предназначена для систематизации, удобного поиска и использования законодательных, нормативных документов и стандартов в электронном виде, а также содержит лекции, презентации, компьютерные программы для подготовки и обучения персонала по экологической, технологической и атомной безопасности.
      В основе базы данных лежит множество материалов по следующим основным разделам:

• Материалы ОАО «ЭНИЦ»
• Руководящие документы
• Типовые инструкции и шаблоны
• Справочные материалы, интерактивные программы
• Обучающие программы «Дозиметрист»
• Дополнительные материалы Минтруда, Роспотребнадзора, Ростехнадзора, Росздрава и др.

База данных была создана для решения следующих основных задач:

• хранение информационных материалов, соответствующих тематике базы данных;
• накопление информации с возможностью расширения структуры БД;
• поиск в БД согласно тематике.

База данных обладает следующими основными чертами:

• состоит из единого файла формата MDB (один из форматов баз данных в MS Access);
• содержит все материалы во внедренном виде.

Документы в структуре БД распределены по направлениям, разделам и темам. Структура БД является расширяемой: могут быть добавлены новые элементы. Основными направлениями являются: атомное, экологическое, технологическое. Пример списка тем в разделе «Руководящие документы»:

• Федеральные законы
• Постановления Правительства РФ
• Нормы и правила
• Руководства и методики
• Государственные и отраслевые стандарты
• Перечни руководящих документов

К настоящему моменту база данных содержит более 510 Мб данных и продолжает разрабатываться далее.
БД имеет свидетельство Роспатента № 2009620055 от 22.01.2009г.

За справками и по вопросам приобретения БД обращаться по телефону: 8 (49643) 3-08-51
E-mail: kostyukov@erec.ru, belyakoff@erec.ru
Контактные лица: Беляков О.А., Костюков О.Е.

Проектирование электротехнического оборудования

      Отделение проектирования электротехнического оборудования специализируется на разработке технических и проектных решений, ориентируясь в основном на высокий уровень европейских технологий. Разработка проектов осуществляется с учетом применения как импортного, так и отечественного электротехнического оборудования. Деятельность отделения осуществляется в интеграции и тесном контакте с Московским АЭП, МОЭСК, Региональной энергетической консалтинговой компанией (РЭКК), ЗАО «ЭКОэнергопроект», ЗАО «РТсофт».
      Основные виды деятельности:

• разработка комплексных схем электроснабжения и их оптимизация;
• проведение изыскательских мероприятий в области электроснабжения;
• проектирование, конструирование и внедрение ОРУ, ЗРУ до 750 кВ для АЭС;
• проектирование, конструирование и внедрение трансформаторных подстанций 220/110 кВ для МОЭСК;
• выполнение комплекса работ по проектированию новых отдельно стоящих и встроенных РП, РТП, ТП, а также реконструируемых;
• проектирование ГРЩ, ВРУ, поэтажных распределительных щитов;
• проектирование кабельных линий 0,4–10 кВ;
• проектирование АСУТП, АСДТУ, связи, АСКУЭ;
• разработка, проектирование, конструирование и внедрение в производство АВР-0,4 кВ, ABP-10 кВ;
• изучение, технический анализ развития рынка энергопотребления и внедрение оборудования 0,4 кВ, 10 кВ, отвечающего условиям перспективного развития;
• осуществление авторского надзора.

       Проектирование многоуровневых систем электроснабжения или интеграция отдельных элементов в эти системы - сложная и трудоемкая инженерная задача, требующая знаний нормативной документации, конструктивных особенностей и эксплуатационных характеристик применяемого оборудования. Многопрофильная деятельность ОАО «ЭНИЦ» позволяет использовать актуальные технические характеристики применяемого оборудования и предоставить Заказчику проектное решение, основанное на технико-экономическом анализе различных вариантов построения систем электроснабжения с учетом требуемой надежности питания электроприемников.
      Внедрение систем автоматизации и диспетчерского управления на современной цифровой технике коренным образом повышает качество и надежность процессов производства, передачи и распределения электроэнергии.
      Реализация проектов обеспечивается на базе современных технологий фирм АВВ, Siemens:

• АСУ ТП станций и подстанций;
• АСДУ электрических сетей;
• АСУ электрической части электростанций.

       В результате оснащения энергообъектов системами автоматизации, микропроцессорными средствами противоаварийной автоматики и релейной защиты достигается существенный экономический эффект за счет оптимизации режимов производства, передачи и распределения энергии, предотвращения аварийных ситуаций и минимизации ущерба в случае их возникновения.
      В 2005–2008 гг. спроектированы объекты релейной защиты автоматики, подсистем АСУТП и учета электроэнергии для МОЭСК на базе средств:

• АВВ – ПС «Ново-Гоголево»;
• Сименс – ПС «Одинцово»;
• Шнайдер Электрик – ГТУ-ТЭЦ, ПС «Звенигород».
  
  

Переосвидетельствование комплекта имитаторов активной зоны ТВСА и ПС СУЗ, поставляемых для проведения пуско–наладочных работ на энергоблоке №2 РоАЭС

      В соответствии с «Решением № РоАЭС2ТР-1595К07 по обеспечению энергоблока № 2 Ростовской АЭС первой топливной загрузкой», было решено использовать в период проведения пуско-наладочных работ блока № 2 Ростовской АЭС имитационную зону с имитаторами ТВСА, использовавшуюся в 2004 году при пуско-наладочных работах на блоке № 3 Калининской АЭС.
      Имитационная зона с имитаторами ТВСА и ПС СУЗ предназначена для испытаний на этапах циркуляционной промывки и обкатки оборудования первого контура реактора ВВЭР-1000 в период проведения пуско-наладочных работ на вновь вводимом блоке № 2 Ростовской АЭС, а также на других вновь вводимых блоках ВВЭР-1000 с РУ В-320 и может быть использована повторно только после проведения переосвидетельствования составных частей имитационной зоны:

• основных имитаторов ТВСА;
• имитаторов ТВСА с измерительными устройствами;
• имитаторов ПС СУЗ
  и связанных с ними измерительных систем на соответствие требованиям конструкторской документации с оформлением актов, а также проведения, при необходимости, ремонтно-восстановительных работ.

      Переосвидетельствование изделий имитаторов осуществляется путем:

• отмывки всех изделий от поверхностных загрязнений;
• визуального и инструментального контроля каждого изделия;
• проведения гидравлических испытаний (3 изделий) имитаторов ТВСА.
• переоснащения 3 вибродиагностических имитаторов ТВСА в соответствии с проектом СПНИ.

      Проведение ремонтно-восстановительных работ изделий имитаторов осуществляется по результатам отмывки и визуального и инструментального контроля путем:

• замены отбракованных элементов на изделиях имитаторов, выявленных после визуального и инструментального осмотра;
• изготовления недостающих изделий (узлов) имитаторов.

Подготовительные работы

      Для проведения работ по переосвидетельствованию имитационной зоны в ОАО «ЭНИЦ» в 2008 году был заключен договор № 2008/4/51 от 16.09.08 с филиалом ОАО «Концерн Энергоатом» «Управление капитального строительства строящейся Ростовской атомной станции» на «Техническое переосвидетельствование и проведение ремонтно-восстановительных работ по комплекту имитаторов ТВСА и ПС СУЗ, поставляемых для строительства блока №2 Ростовской атомной станции».
      В рамках данной работы на первом этапе были проведены следующие подготовительные работы:

• подготовлены площадки для складирования и хранения транспортно-упаковочных контейнеров (ТУК) с имитаторами ТВСА и ПС СУЗ.
• подготовлено помещение для проведения переосвидетельствования имитаторов ТВСА и ПС СУЗ в том числе:
  - площадка визуального и инструментального контроля;
  - площадка для проведения замера суммарного усилия сжатия пружин;
  - площадка для проведения очистки ИТВСА;
  - площадка временного хранения ТУК.
• установлено необходимое оборудование для проведения визуального и инструментального обследования:
  - кантователь;
  - агрегат компрессорный мембранный с комплектом газовых баллонов;
  - динамометр для проведения замера суммарного усилия сжатия пружин;
  - динамометр для проведения замера массы;
  - стапель;
  - кран балка ТЭС 5000-36.
• комплект имитаторов перевезен с площадки Калининской АЭС на площадку ОАО «ЭНИЦ».

Лазерный дальномер HILTI PD-40
Установка для снятия динамометрических характеристик пружинного блока	Взвешивание
Имитаторы ТВСА до и после очистки

Результаты

       В процессе переосвидетельствования 163 имитаторов ТВСА и 57 имитаторов ПС СУЗ были проведены следующие работы:

• проведен визуальный осмотр на наличие:
  - механических повреждений (отпечатки, риски, забоины, царапины, заусенцы, смятие твэлов и ободов ДР, разрывы, вырывы и надрывы части ободов ДР);
  - механических повреждений головки, хвостовика;
  - загрязнений (наличие оксидной пленки) в виде пятен нагара;
  - посторонних предметов во внутренних полостях.
• проведен измерительный контроль габаритных, установочных и присоединительных размеров;
• сняты динамометрические параметры пружин головок имитаторов - суммарное усилие сжатия (Н) пружинного блока головки на перемещение головки на 22±0,1 мм;
• проведено взвешивание имитаторов ТВСА и ПС СУЗ.
• проведена проверка проходимости каналов ИТВС, в том числе центральной трубы калибром 8,7 h10 (-0,058)мм, длиной – 100h12 (-0,35);
• проведена проверка имитаторов твэлов на наличие люфтов;
• проведен контроль входимости в стапель;
• очистка внутренних поверхностей (продувка) сжатым воздухом, очистка наружных поверхностей от налета и протирка спиртом;
• упаковка в ТУК в том же порядке как были получены с Калининской АЭС, опломбирование и отправка на 2-й энергоблок Ростовской АЭС;
• проведена обработка результатов переосвидетельствования с составлением:
  - карт измерений и дефектных ведомостей по каждому изделию;
  - перечня обнаруженных дефектов;
  - перечня выполненных ремонтно-восста­но­вительных работ;
  - актов обследования.

       В 2009 году работа продолжена в части:

• отмывки всего комплекта имитационной зоны от железо-оксидных отложений;
• переоснащения 3 вибродиагностических имитаторов ТВСА виброизмерительными датчиками (исполнитель ОАО ОКБ «Гидропресс»)
• проведения гидравлических испытаний 3 ИТВСА с целью проверки изменения КГС имитаторов после использования на Калининской АЭС (исполнитель ОАО ОКБ «Гидропресс»);
• изготовления (до полного комплекта) недостающих изделий имитаторов ТВСА и ПС СУЗ.