1. ФЕДЕРАЛЬНОЕ АГЕНТСТВО ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ
(РОСАТОМ)
КОНЦЕРН «РОСЭНЕРГОАТОМ»
ОАО «ВНИИАЭС»
ФГУП «ЦНИИАТОМИНФОРМ»
ЦЕНТР «АТОМ-ИННОВАЦИЯ»
МАТЕРИАЛЫ
ЯРМАРКИ ИННОВАЦИОННЫХ РЕШЕНИЙ ДЛЯ
РЕАЛИЗАЦИИ ПРОЕКТОВ
«АЭС-2006» и
«НОВАЯ ТЕХНОЛОГИЧЕСКАЯ ПЛАТФОРМА»
МОСКВА
2007 год

2. ГЕНЕРАЛЬНЫЙ ПАРТНЕР
СБЕРБАНК РОССИИ
ПАРТНЕРЫ
ВНИИНМ им. ак. А.А.Бочвара
ПКФ Росэнергоатомпроект
ЗАО «Проминжиниринг»
ОАО «Силовые машины»
НПП «Радиационный Контроль. Приборы и Методы»
ОАО «Альфа Лаваль Поток»
Страховой дом «ВСК»
ФГОУ ГЦИПК
ОАО «Импульс»
2

3. АЭС-2006...........................................................................................................................................................................4
ИНТЕРВЬЮ ТЕХНИЧЕСКОГО ДИРЕКТОРА КОНЦЕРНА «РОСЭНЕРГОАТОМ» СОРОКИНА Н.М...............4
ИНТЕРВЬЮ ГЕНЕРАЛЬНОГО ДИРЕКТОРА ФГУП «ИНВЕСТИЦИОННО-СТРОИТЕЛЬНЫЙ КОНЦЕРН
«РОСАТОМСТРОЙ» БУТОВА А.В...............................................................................................................................8
ИНТЕРВЬЮ ПЕРВОГО ВИЦЕ-ПРЕЗИДЕНТА ЗАО «АТОМСТРОЙЭКСПОРТ» ГЛУХОВА А.А.................8
НОВЫЙ ТЕПЛОВОЙ ЦИКЛ АЭС..................................................................................................................................9
ВЕНТИЛЯЦИОННОЕ ОБОРУДОВАНИЕ ДЛЯ АЭС................................................................................................10
ТРУБОПРОВОДНАЯ АРМАТУРА. СОВМЕСТНОЕ ПРОИЗВОДСТВО КАК НАПРАВЛЕНИЕ
ИМПОРТОЗАМЕЩЕНИЯ.............................................................................................................................................12
НИЖНИЙ УРОВЕНЬ СКУ ВХР ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ 1 КОНТУРА........................................................................14
УНИВЕРСАЛЬНЫЙ НАСОСНЫЙ СТЕНД ДЛЯ ИСПЫТАНИЙ НАСОСОВ ОБЩЕСТАНЦИОННЫХ
СИСТЕМ АЭС.................................................................................................................................................................16
МОДЕРНИЗАЦИЯ НАСОСНЫХ АГРЕГАТОВ ОБЩЕСТАНЦИОННЫХ СИСТЕМ НА АЭС........................................................17
РАЗГРУЗОЧНЫЕ УСТРОЙСТВА ДЛЯ АЭС С ВВР..................................................................................................19
МАШИНА ПЕРЕГРУЗОЧНАЯ МП-1000....................................................................................................................21
ТРЕХМЕРНАЯ МОДЕЛЬ – ЗАЛОГ УСПЕШНОГО ПРОЕКТИРОВАНИЯ............................................................23
СОВРЕМЕННЫЕ ТРЕБОВАНИЯ К СТРОИТЕЛЬСТВУ И ОБОРУДОВАНИЮ ПРИ СООРУЖЕНИИ АЭС ЗА
РУБЕЖОМ.......................................................................................................................................................................25
ТЕРМИЧЕСКОЕ ОБЕССОЛИВАНИЕ ВОДЫ НА АЭС КАК АЛЬТЕРНАТИВА ХИМИЧЕСКОМУ.
ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЕ И АППАРАТУРНЫЕ АСПЕКТЫ........................................................................................27
ПЕРСПЕКТИВНЫЕ СИСТЕМЫ ПАССИВНОЙ АВАРИЙНОЙ ЗАЩИТЫ ДЛЯ НОВОГО ПОКОЛЕНИЯ
АТОМНЫХ СТАНЦИЙ.................................................................................................................................................30
КОМПЛЕКС СРЕДСТВ ДЛЯ СОЗДАНИЯ ИНТЕГРИРОВАННОЙ СИСТЕМЫ НИЖНЕГО УРОВНЯ
АВТОМАТИЗАЦИИ ЭНЕРГОБЛОКОВ АЭС ............................................................................................................32
АТОМНЫМ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЯМ - НАДЕЖНЫЙ ФУНДАМЕНТ.....................................................................35
СРАВНЕНИЕ ЭКОНОМИЧНОСТИ ПРОТОЧНЫХ ЧАСТЕЙ БЫСТРОХОДНЫХ И ТИХОХОДНЫХ ТУРБИН
МОЩНОСТЬЮ 1000-1200 МВТ ДЛЯ АЭС С ВВЭР..................................................................................................39
ДОЗИМЕТРИЧЕСКАЯ СИСТЕМА С ЦИФРОВЫМ СПОСОБОМ ИДЕНТИФИКАЦИИ НЕЙТРОНОВ И
ГАММА КВАНТОВ ДЛЯ НОВОГО ПОКОЛЕНИЯ АЭС.........................................................................................42
НОВОЕ ПОКОЛЕНИЕ ПРОГРАММНО-ТЕХНИЧЕСКИХ СРЕДСТВ И КОМПЛЕКСОВ УПРАВЛЕНИЯ АСУ
ТП ДЛЯ РЕАЛИЗАЦИИ ПРОЕКТА «АЭС-2006»......................................................................................................44
ПРИМЕНЕНИЕ ТЕХНИЧЕСКИХ СРЕДСТВ КТПС-НН ЗАВОДА «ФИЗПРИБОР» В СИСТЕМАХ
УПРАВЛЕНИЯ АЭС-2006.............................................................................................................................................46
ПРИМЕНЕНИЕ МЕТОДОВ ФУНКЦИОНАЛЬНОГО РЕЗЕРВИРОВАНИЯ В ПТК ВЕРХНЕГО УРОВНЯ АСУ
ТП АЭС............................................................................................................................................................................49
КОНЦЕПТУАЛЬНЫЙ ПРОЕКТ ЭНЕРГОБЛОКА С РЕАКТОРОМ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ БН-
1800 ДЛЯ КОММЕРЧЕСКОЙ АЭС..............................................................................................................................51
ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНЫЕ ГАЗООХЛАЖДАЕМЫЕ РЕАКТОРЫ – ИННОВАЦИОННАЯ ТЕХНОЛОГИЯ
АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ...........................................................................................................................................55
ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ БЫСТРЫХ РЕАКТОРОВ В РОССИИ НА СОВРЕМЕННОМ ЭТАПЕ..............................57
ПОВЫШЕНИЕ ЗАПАСОВ БЕЗОПАСНОСТИ РЕАКТОРОВ БН.............................................................................68
ПРОБЛЕМЫ СОЗДАНИЯ СИСТЕМЫ ОЧИСТКИ НАТРИЯ ПЕРВОГО КОНТУРА С РАЗМЕЩЕНИЕМ
ФИЛЬТР-ЛОВУШЕК В КОРПУСЕ РЕАКТОРА (ВСТРОЕННАЯ СИСТЕМА ОЧИСТКИ).................................71
СИСТЕМА АВАРИЙНОГО РАСХОЛАЖИВАНИЯ ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНЫХ БЫСТРЫХ РЕАКТОРОВ
...........................................................................................................................................................................................73
СПЛАВЫ НАТРИЯ И СВИНЦА КАК ПОТЕНЦИАЛЬНЫЕ ТЕПЛОНОСИТЕЛИ БЫСТРЫХ ЯДЕРНЫХ
РЕАКТОРОВ...................................................................................................................................................................76
ТЕХНОЛОГИЯ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ НАТРИЯ КАК ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ РЕАКТОРОВ НА БЫСТРЫХ
НЕЙТРОНАХ (БН).........................................................................................................................................................79
ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЙ СТЕНД ДЛЯ ОТРАБОТКИ СИСТЕМ БЕЗОПАСНОСТИ ПАРОГЕНЕРАТОРА БН-
800.....................................................................................................................................................................................83
ПРОИЗВОДСТВО ВОДОРОДА С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ УСТАНОВКИ С
ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИМ ОХЛАЖДЕНИЕМ......................................................................................................85
СИСТЕМЫ КОНТРОЛЯ КИСЛОРОДА И ВОДОРОДА В ГАЗОВЫХ КОНТУРАХ И
ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИХ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯХ АЭС НА ОСНОВЕ ТВЕРДОЭЛЕКТРОЛИТНЫХ
НАНОСТРУКТУРИРОВАННЫХ СЕНСОРОВ КИСЛОРОДА.................................................................................88
3

4. АЭС-2006
ИНТЕРВЬЮ ТЕХНИЧЕСКОГО ДИРЕКТОРА КОНЦЕРНА «РОСЭНЕРГОАТОМ»
СОРОКИНА Н.М.
Каковы на Ваш взгляд основные итоги уходящего года? Каковы ключевые изменения в
сравнении с предыдущим годом?
Атомная энергетика в составе энергетического комплекса России продемонстрировала
свою техническую устойчивость, конкурентоспособность и имеет большой потенциал
дальнейшего развития. В этом году приняты две основополагающие программы дальнейшего
развития отрасли:
• Программа развития атомной отрасли Российской Федерации, утвержденная
Президентом Российской Федерации В.В.Путиным;
• Федеральная целевая программа «Развитие атомного энергопромышленного комплекса
России на 2007-2010 годы и на перспективу до 2015 года», утвержденная
Постановлением Правительства Российской Федерации;
Техническая политика концерна «Росэнергоатом», направленная на устойчивое и
экономически эффективное производство тепловой и электрической энергии с сохранением
приоритета безопасности АЭС, является базисом появления этих программ.
Приоритетным направлением деятельности уходящего года были работы,
направленные на повышение выработки электроэнергии на АЭС. К числу наиболее значимых
событий этого года можно отнести:
- завершение I этапа модернизации энергоблока №2 Ленинградской АЭС и введение
его досрочно в работу в октябре месяце;
- выполнение перевода активных зон реакторов РБМК-100 на полномасштабную
загрузку уран-эрбиевым топливом 2,6% обогащения;
- начало работ на референтных энергоблоках №2 Балаковской и №1 Ростовской АЭС
по программе «Повышения мощности энергоблоков В-320»;
- введение в опытно-промышленную эксплуатацию комплекса переработки жидких
радиоактивных отходов на Кольской АЭС.
Концерном «Росэнергоатом» разработаны:
• Программа повышения выработки электроэнергии на АЭС до 2015 года;
• Программа уменьшения потребления электроэнергии на собственные нужды АЭС;
• Программа продления срока эксплуатации действующих энергоблоков АЭС концерна
«Росэнергоатом» на 2007-2015 годы.
Реализуя технические мероприятия этих программ, концерн «Росэнергоатом» решает
поставленные Президентом Российской Федерации и Правительством задачи по повышению
в короткие сроки выработки электроэнергии. Подведены итоги работы АЭС по повышению
культуры безопасности в 2006 году. Лучшими станциями признаны Балаковская АЭС и
Кольская АЭС.
Как Вы можете оценить работу АЭС концерна с точки зрения безопасности и в
сравнении с предыдущим годом? Чем обусловлено увеличение количества отклонений в
работе АЭС в этом году по сравнению с прошлым годом?
В 2006 году сохранилась общая тенденция повышения безопасности на действующих
энергоблоках АЭС концерна «Росэнергоатом». Как и в предыдущие несколько лет мы не
имеем технологических нарушений в работе АЭС выше нулевого значения по шкале ИНЕС,
отсутствуют и нарушения в работе систем безопасности АЭС. Запланированные мероприятия
в 2006 году выполнены в полном объеме, все условия действия лицензий также выполняются
на 100%. Например, завершенная в 2006 году реализация крупномасштабного проекта
модернизации систем управления и защиты реактора и систем безопасности позволит
обеспечить эксплуатацию энергоблока №2 Ленинградской АЭС до 2021 года в полном
соответствии с требованиями современных норм и правил. АЭС России в последние годы
4

5. вышли на стабильный уровень надежности эксплуатации с количеством учитываемых
нарушений в год в пределах 40-47. Дальнейшее повышение надежности требует увеличения
затрат на модернизацию систем и оборудования АЭС.
ДинамикаДинамика нарушенийнарушений вв работеработе АЭСАЭС РоссииРоссии
Все случаи отклонений в работе АЭС тщательно анализируются с привлечением
специалистов поддерживающих организаций, разрабатываемые корректирующие меры
ставятся на контроль. Это совершенно ясная и формализованная практика, которая дает свои
результаты.
Необходимо также отметить, что собственно сама цифра отклонений является
достаточно небольшой величиной и может расцениваться как индикатор уровня
эксплуатации. В настоящее время основное внимание уделяется анализу отклонений более
низкого уровня, так называемых цеховых отказов, которые могут служить
предшественниками нарушений в работе энергоблока в целом. Это современное направление
в мировой атомной энергетике, и мы будем его развивать.
Чем вызван рост КИУМа в 2006 году относительно 2005 года?
Рост КИУМ обеспечен, прежде всего, комплексом реализованных мероприятий в
соответствии с Программой повышения КИУМ, а именно за счет:
 повышения надежности работы оборудования;
 оптимизации ремонтных работ (повышение качества и сокращение сроков);
 выполнения комплекса модернизации энергоблоков;
 достаточно значительным (по сравнению с предыдущими годами) снижением доли
ограничений со стороны энергосистемы;
 сокращением продолжительности плановых ремонтов на ряде АЭС.
Необходимо также учитывать различие графиков ремонтов 2005 и 2006 гг.
На Ваш взгляд, способен ли концерн выйти на КИУМ, соответствующий лучшим
европейским значениям? Как запланирован рост КИУМа в перспективе до 2015 года?
Достижение КИУМ, соответствующего лучшим мировым значениям (не ниже 90%),
является стратегической задачей концерна «Росэнергоатом».
Рост КИУМ в перспективе до 2015 года запланирован со следующими показателями:
5

6. КИУМКИУМ АЭСАЭС РоссииРоссии вв 19921992--20152015 гг..гг..
(в соответствии с прогнозом выработки)
При этом на отдельных энергоблоках АЭС России уже сейчас достигнут КИУМ на
уровне 85-90%%:
 СмАЭС-1; 2 − 90,6; 90,8%
 ЛенАЭС-1 − 88,7%
 КурАЭС-2; 4 − 85,0; 87,3%
 БалАЭС-1 − 87,3%
В результате чего удалось сократить совокупные сроки ППР в 2006 году? В
результате подобного сокращения, какое количество дополнительной электроэнергии было
выработано?
Общая фактическая продолжительность завершенного планового ремонта
энергоблоков – 1797 суток, при плане – 1888 суток.
Общее сокращение продолжительности планового ремонта энергоблоков – 91 сутки,
что соответствует дополнительной выработке электроэнергии 1590 млн. кВт час
(ориентировочно).
Сокращение срока обусловлено своевременной подготовкой ремонтной и
технологической документации, организацией и планированием проведения ППР,
подготовкой персонала, привлечением дополнительного персонала подрядных организаций.
Изменилось ли что-то в части, касающейся недозагруженных мощностей ряда
станций?
Недовыработка электроэнергии из-за диспетчерских ограничений относительно
располагаемой мощности уменьшилась, хотя и остается значительной величиной, и
составляет 5,14 млрд.кВт-ч, на конец 2005 года недовыработка составляла 8,19 млрд.кВт-ч.
Билибинская АЭС работает в режиме регулирования частоты в изолированной
энергосистеме с нагрузкой менее 50% номинальной мощности станции в связи с
невостребованностью электроэнергии. Кольская АЭС эксплуатируется с диспетчерскими
ограничениями мощности в 220-440 МВт, так как ее мощности остаются «запертыми» в связи
с недостаточной пропускной способностью существующих линий электропередачи и
отсутствием мощных потребителей электроэнергии на Кольском полуострове.
Что в себя включает программа по повышению мощности существующих АЭС,
рассчитанная до 2015 года? Каков ее экономический эффект?
В настоящее время разработана программа по увеличению выработки электроэнергии
на действующих АЭС, рассчитанная до 2015 г.
6

7. Увеличение выработки электроэнергии будет обеспечено выполнением комплекса
мероприятий:
1. Повышение КПД турбоустановок энергоблоков АЭС с РБМК за счет замены
диафрагм и лопаток 4 и 5 ступеней турбин на удлиненные с более совершенным профилем.
2. Повышение КПД турбоустановок энергоблоков АЭС с ВВЭР и РБМК за счет
модернизации сепараторов-пароперегревателей для снижения влажности пара, поступающего
на цилиндры низкого давления турбин.
3. Завершение внедрения систем шарикоочистки конденсаторов турбин для
предотвращения ухудшения вакуума в конденсаторах и увеличения срабатываемого
теплоперепада на турбоустановках.
4. Повышение тепловой мощности реакторных установок энергоблоков РБМК − на 5%,
ВВЭР-1000 − на 4%, ВВЭР-440/В-213 − на 7%.
5. Переход на 18-ти месячный топливный цикл АЭС с ВВЭР-1000.
6. Модернизация РБМК с заменой ТК и переходом на двухлетний межремонтный
период.
Выработка АЭС России в 1992-2015 гг.
(с учетом мероприятий по увеличению выработки, без
ограничений от энергосистемы КолАЭС с 01.01.2009 и с учетом
ввода новых блоков)
По экспертным оценкам, полная реализация указанной программы позволит
обеспечить прирост выработки электроэнергии в количестве 29,5 млрд. кВт-ч по сравнению с
плановыми показателями 2006 года.
Прирост условной мощности, рассчитанной, исходя из дополнительной выработки
электроэнергии (эквивалентная мощность), составит 4510 МВт.
Затраты на реализацию Программы составят 19 млрд.руб. в ценах 2006 года. Средняя
стоимость 1 КВт дополнительной эквивалентной мощности составит 4250 руб.
В рамках задачи по увеличению выработки энергии на российских АЭС что будет
предпринято в 2007 году? Какие прогнозные значения относительно выработки энергии в
следующем году (в 2010, в 2015)?
В настоящее время средняя доля выработки АЭС от общей выработки электроэнергии
России (ЕЭС) составляет около 16%, а по отдельным регионам достигает 40% (ОЭС «Северо-
Запад»).
При этом, начиная с 1994 года, отмечается непрерывная тенденция роста суммарной
выработки АЭС, по отношении к 2006 году − увеличение примерно в 1,5 раза.
В рамках задачи по увеличению выработки электроэнергии на российских АЭС в 2007
году дополнительно к плановым работам будут реализованы:
7

8.  мероприятия по модернизации турбин АЭС с РБМК-1000 на блоках 2, 4 ЛАЭС и
блоке 2 СмАЭС,
 модернизация системы промперегрева (СПП) на блоках 1, 2 БалАЭС и 1,2 КолАЭС,
блоке 2 ЛенАЭС и блоке 2 СмАЭС,
 внедрение системы шарикоочистки (СШО) на блоке 1 КурАЭС, блоках 1,3 СмАЭС.
ИНТЕРВЬЮ ГЕНЕРАЛЬНОГО ДИРЕКТОРА ФГУП «ИНВЕСТИЦИОННО-
СТРОИТЕЛЬНЫЙ КОНЦЕРН «РОСАТОМСТРОЙ» БУТОВА А.В.
Как известно, существующая программа развития ядерной энергетики России
предполагает переход на строительство двух, а впоследствии трех и четырех энергоблоков
в год. Каким образом «Росатомстрой» собирается обеспечивать такие быстрые темпы
строительства, и какие новые технологии планируется использовать?
Для обеспечения данной комплексной задачи необходимо наличие организации,
способной качественно и в сжатые сроки обеспечить выполнение всего комплекса работ от
разработки проекта до сдачи объекта в эксплуатацию. Планируемый темп ввода в
эксплуатацию новых энергообъектов может быть обеспечен консолидацией отраслевых
строительно-монтажных ресурсов на базе ФГУП «ИСК «Росатомстрой» для оптимизации
технологических и управленческих связей, снижения издержек выполнения строительно-
монтажных работ, обеспечения ввода объектов строительства в эксплуатацию в срок и с
надлежащим качеством выполнения общестроительных электромонтажных и пуско-
наладочных работ. Приобретение (присоединение) активов строительно-монтажных
организаций создаст ФГУП «ИСК «Росатомстрой» необходимую административную и
финансово-экономическую управляемость предприятием, а также позволит определять
стратегию компании при выборе заказов и объемов работ преимущественно атомной отрасли,
реально прогнозировать исполнение ППР на нескольких площадках одновременно,
минимизировать иск срыва исполнения нормативных графиков сдачи объекта в
эксплуатацию, а также сохранить, а в последующем нарастить квалифицированный персонал.
Что в конечном итоге выведет процесс сооружения объектов в атомной отрасли на более
высокий уровень.
Методы:
1. Централизация и обеспечение работ в капитальном строительстве Росатома.
2. Совершенствование строительных технологий.
3. Оптимизация затрат при сооружении объектов.
4. Повышение качества сооружаемых объектов с уменьшением их себестоимости.
5. Восстановление производственной базы и технологического потенциала
строительной индустрии Росатома.
6. Управление сооружением энергообъектов АЭС на одной или нескольких площадках
одновременно, в том числе проектирование энергоблока.
ИНТЕРВЬЮ ПЕРВОГО ВИЦЕ-ПРЕЗИДЕНТА ЗАО «АТОМСТРОЙЭКСПОРТ»
ГЛУХОВА А.А.
Принятая сегодня программа развития ядерной энергетики предусматривает
строительство большого количества новых энергоблоков по проекту «АЭС-2006» как в
России, так и за рубежом. Как ЗАО «Атомстройэкспорт» оценивает свои перспективы на
получение новых заказов на зарубежном рынке строительства АЭС?
Самые ближайшие перспективы компании - развитие стратегического присутствия на
наших традиционных рынках: участие в сооружении дополнительных энергоблоков на АЭС
«Тяньвань» в Китае и АЭС «Куданкулам» в Индии. Между Росатомом и Департаментом по
атомной энергии Правительства Республики Индии уже заключен Меморандум о расширении
сотрудничества, он был подписан во время визита президента России в Индию в январе.
Вопрос о сооружении 3 и 4 блоков Тяньваньской АЭС будет решаться с китайской стороной
8

9. после того, как будет сдан в коммерческую эксплуатацию первый энергоблок. В общей
сложности мы можем получить заказы на шесть энергоблоков.
В прошлом году «Атомстройэкспорт» создал совместное российско-казахстанское
предприятие, которое будет разрабатывать и внедрять реакторы малой и средней мощности в
Казахстане и третьих странах. Развитие малой энергетики – очень перспективное направление
для государств Латинской Америки и Африки. При активизации в этом направлении
российской маркетинговой политики, мы сможем в этих регионах строить АЭС малой
мощности, используемые как для опреснения воды, так и для производства электроэнергии.
В наших планах – всерьез и надолго закрепиться на рынке Восточной Европы, и
недавняя победа ЗАО «Атомстройэкспорт» в тендере на сооружение двух блоков АЭС
«Белене» в Болгарии доказала, что мы вполне это можем сделать.
Существующие планы строительства АЭС предусматривают значительное
увеличение темпов строительства. Каким образом ЗАО «Атомстройэкспорт» собирается
обеспечивать такие колоссальные объемы заказов на сооружение АЭС?
За счет развития и совершенствования системы управления сооружением АЭС,
внедрения новейших методик менеджмента, налаживания еще более тесных контактов с
партнерами, укрепления взаимоотношений с поставщиками оборудования. Объемы и сейчас
не маленькие – строим два блока в Индии, два в Китае, один в Иране и приступаем к работам
над проектом в Болгарии. Мы закрепляемся на достигнутых позициях и движемся дальше.
Этот принцип безусловного движения вперед нам помогает осуществлять реальный опыт
работы по сооружению АЭС. Огромный и бесценный опыт, который мало кто имеет из наших
конкурентов на атомном энергетическом рынке.
НОВЫЙ ТЕПЛОВОЙ ЦИКЛ АЭС
Карабасов А.С., АНО Агентство регионального развития, г. Нижний Новгород
Достижение паротурбинными АЭС экономичности действующих углеводородных
паротурбинных ТЭС возможно только за счет одновременного повышения давления и
температуры пара, направляемого в паровую турбину АЭС.
Это условие реализуется в новом термодинамическом цикле (В.В.Ершов. Бюллетень
РФ «Изобретения, полезные модели», Москва, №16, 2005 г., с. 1243-1244, Патент на
изобретение РФ №2.253.917 «Способ эксплуатации атомной паротурбинной энергетической
установки и установка для его осуществления», Патентообладатель – АНО Агентство
регионального развития, г. Нижний Новгород), где пар реакторной установки АЭС после
предварительного сжатия перегревается до термодинамически сопряженной температуры.
Наиболее эффективен предлагаемый цикл в комбинированных АЭС (КАЭС), использующих
ядерное и органическое топливо в соотношении 2:1. Дополнительный выигрыш в КАЭС
обеспечивается за счет промежуточного подогрева пара.
При этом в верхней, наименее энергоемкой части теплового цикла обеспечивается
одновременное сжатие и перегрев в компрессоре полученного пара. В АЭС достигается
температура, сопряженная новому начальному давлению пара, в КАЭС используется
органический промежуточный перегрев пара.
Новый термодинамический цикл может быть использован как в действующих АЭС с
ВВЭР-1000, так и проектируемых АЭС с реакторами ВВЭР-1500, БН-800, ВБЭР-300, КЛТ-
40С. Существенно, что реакторные установки этих АЭС со штатными системами ядерной и
радиационной безопасности не меняются. В КАЭС дополнительно входят серийные
паротурбинные установки углеводородных ТЭС, работающие на повышенных сопряженных
начальных параметрах пара.
В таблицах приведены результаты анализа эффективности перехода АЭС на новый
термодинамический цикл и эффективности создания КАЭС с новым циклом:
- сведены характеристики отечественных АЭС при переводе их на новый
термодинамический цикл с повышенными начальными сопряженными параметрами пара в
сравнении с базовым российским проектом АЭС-2006;
- приведены характеристики КАЭС с двухступенчатым промежуточным органическим
перегревом пара в сравнении с известными АЭС с реакторами ВВЭР-1000 и БН-800 и
9

10. углеводородными ТЭС (Копытов И.И. Атомная стратегия, июнь 2004 г., С. 8-10; Костин В.И.,
Самойлов О.Б. Атомная стратегия, апрель 2005 г., С. 20, 21; Федосова Ю.В. Атомная
стратегия, июнь 2005 г., С. 24-27; Трухний А.Д. и др. Теплоэнергетика, №12, 1994 г., С. 43-
50.).
Новый термодинамический цикл позволяет:
- повысить электрический КПД на ∼29% и ∼40% в АЭС и КАЭС соответственно;
- снизить удельные капитальные затраты на ∼22% и ∼42% в АЭС и КАЭС.
Основные технико-экономические характеристики АЭС
Показатель АЭС-
2006
АЭС
ВВЭР-
1000
АЭС
ВВЭР-
1500
АЭС БН-
800
АЭС с
двумя
ВБЭР-300
ПАЭС с двумя
КЛТ-40С
Параметры пара
-
280ата/
580ºС
280ата/
580°С
290ата/
580°С
250ата/
560°С
180ата/ 580°С
Электрический КПД нетто,
%
35,9 46,4 46,4 45,7 43,4 34,0
Выходная электрическая
мощность, МВт эл.
1160
1500 1950 960 720 102
Удельные капитальные
затраты на строительство
электростанции, $/кВт эл.
1400 1150 1000 2000 1500 2800
Основные технико-экономические характеристики КАЭС
Показатель АЭС
ВВЭР-
1000
КАЭС
ВВЭР-
1000
АЭС БН-
800
КАЭС БН-
800
ТЭС на
пылевидном
угле
Параметры пара (после сжатия)
-
250ата/
560°С
- 290ата/ 580°С -
Электрический КПД нетто, % 31,5 45,0 38,0 45,5 45,0-47,0
Выходная электрическая мощность,
МВт эл.
1000 2800 800 1550 400-800
Удельные капитальные затраты на
строительство электростанции,
$/кВт Эл.
1365 790 2300 1200 1350
Экономия капитальных затрат, $
млрд - 1,6 - 1,7 -
Удельные капитальные затраты при
модернизации ПТУ действующих
АЭС, $/кВт эл.
- 400 - 400 -
Экономия углеводородного топлива
по сравнению с органическими ТЭС
- 52 - 64 -
ВЕНТИЛЯЦИОННОЕ ОБОРУДОВАНИЕ ДЛЯ АЭС
Чабак О.И., ОКБМ
Необходимость разработки вентиляционного оборудования для АЭС обусловлена тем,
что производство вентиляционного оборудования, отвечающего требованиям для АЭС, в
настоящее время в России отсутствует. Вентиляционные системы АЭС России оснащаются
общепромышленным вентоборудованием. Зарубежные АЭС, строительство которых ведет
Россия, оснащаются импортным вентоборудованием. Показатели надежности
общепромышленного вентоборудования не соответствуют требованиям, предъявляемым со
стороны АЭС. Большая часть вентиляционного оборудования, эксплуатируемого на АЭС
10

11. настоящее время, проектировалась 20 – 40 лет назад, морально устарела, не соответствует
современному мировому уровню развития в этой области техники, требованиям безопасности,
качества и стойкости к внешним воздействиям.
В рамках подготовки «Комплексной долгосрочной отраслевой программы проведения
реконструкции и модернизации систем вентиляции и кондиционирования в филиалах
концерна «Росэнергоатом»» специалистами ОКБМ проведены работы по обследованию
вентиляционного оборудования систем, важных для безопасности, на действующих блоках
Балаковской, Кольской, Курской, Ленинградской, Смоленской и Нововоронежской АЭС.
Одновременно с обследованием блоков АЭС проводилось обследование предприятий –
изготовителей вентиляционного оборудования. По результатам обследования предприятий –
изготовителей можно сделать вывод, что производство вентоборудования, важного для
безопасности АЭС, в Росси практически отсутствует:
1. вентиляционное оборудование практически выработало свой ресурс, заявленный
заводами – изготовителями;
2. используемое оборудование обеспечивает проектные технические характеристики в
условиях нормальной эксплуатации, что достигается за счет значительной трудоемкости и
частоты технического обслуживания и ремонта, по части оборудования отсутствует
подтверждение параметров и характеристик при нарушениях нормальной эксплуатации и
проектных авариях;
3. в проектах АЭС с одним типом реактора наблюдается большая разунификация по
номенклатуре, количеству и типоразмерам оборудования.
В 2001 г. ОКБМ была разработана «Программа работ по разработке, производству и
поставке вентиляционного оборудования для АЭС». Цель программы – разработка,
производство и поставка на строящиеся, вновь проектируемые и реконструируемые блоки
АЭС конкурентоспособного отечественного вентиляционного оборудования в сейсмостойком
исполнении, отвечающего требованиям Госатомнадзора РФ. Для обеспечения реализации
указанной программы и с целью сокращения количества типоразмеров оборудования
разработан «Перечень унифицированного вентиляционного оборудования для АЭС» и
определен комплекс нормативно-технических требований к оборудованию, входящему в
состав «Перечня…». В рамках реализации «Программы…» в ОКБМ разработано более 60
проектов из состава «Перечня…», полностью закрывающих потребность в проектах
вентиляционного оборудования для герметичной оболочки и частично для реакторного
отделения АЭС с РУ ВВЭР-1000. Создан ряд вентиляционного оборудования со следующими
техническими характеристиками:
1. воздухоохладители воздушные с производительностью 2300 – 110000 м3/ч и
холодопроизводительностью 14 – 442 кВт;
2. вентиляторы осевые и центробежные с производительностью 2500 – 95000 м3/ч и
полным давлением 216 – 5500 Па;
3. рециркуляционные охлаждающие установки с номинальной производительностью по
воздуху 2500 – 95000 м3/ч, номинальной холодопроизводительностью 18 – 460 кВт и полным
давлением 490 – 4900 Па;
4. клапаны герметические локализующие и отсечные с условным диаметром 200 – 1400
мм.
Разработанное оборудование соответствует второму и третьему классам безопасности
по НП-001-97 и первой категории сейсмостойкости по НП-031-01. В НИОКР по разработке
вентиляционного оборудования вложено порядка 40 000 тыс. руб. Оборудование отличается
высокой надежностью – назначенный срок службы – 40 лет, назначенный срок службы до
капитального ремонта 100 000 ч, средняя наработка на отказ – не менее 20 000 ч. При
разработке вентиляционного оборудования особое внимание уделялось обеспечению качества.
Для этой цели в ОКБМ разработана «Программа обеспечения качества вентиляционного
оборудования».
В настоящее время одновременно с НИОКР ведется подготовка производства
вентоборудования для АЭС. Производство и применение вентиляционного оборудования
разработки ОКБМ обеспечит:
11

12. 1. снижение капитальных затрат в размере до 20% от стоимости сооружения АЭС за
счет унификации;
2. повышение надежности оборудования и увеличение его срока службы;
3. сокращение эксплуатационных затрат;
4. импортозамещение при строительстве зарубежных АЭС;
5. сокращение недовыработки электроэнергии из-за отказов оборудования.
При использовании оборудования, разработанного ОКБМ, в АЭС-2006 изменения в
проекте будут минимальными.
ТРУБОПРОВОДНАЯ АРМАТУРА. СОВМЕСТНОЕ ПРОИЗВОДСТВО КАК
НАПРАВЛЕНИЕ ИМПОРТОЗАМЕЩЕНИЯ
Конькина О.А., ЗАО «Соленоид Вэлв»
В связи с изменением экономической ситуации в России в 90-х годах многие
долговременные связи между проектировщиками, заказчиками и поставщиками арматуры
были нарушены, что привело к увеличению закупок по импорту. Отрицательными факторами
закупок по импорту являются высокие цены, различия в нормативной базе, отсутствие
контроля за технологией со стороны Российских надзорных органов, эксплуатационные
проблемы, зависимость от иностранных фирм. Однако существуют и положительные
факторы, основными из которых являются высокий уровень качества и возможность выбора
новейших технических решений, обладающих мировой референтностью.
Цель концепции импортозамещения - снижение закупок по импорту, но при этом
обеспечение мирового уровня качества российской продукции.
Для осуществления концепции возможны два основных варианта:
1. Разработка новых видов трубопроводной арматуры с параметрами,
соответствующими мировому уровню на базе существующих машиностроительных
предприятий России. Этот вариант требует значительных ресурсов, к тому же новой
продукции еще предстоит заработать референтность, значение которой в атомной отрасли
трудно переоценить.
2. Организация совместных производств с иностранными компаниями с целью
передачи технологии изготовления новейших видов продукции, дефицитных для российского
рынка и уже обладающих референтностью на мировом рынке.
Совместное предприятие ЗАО «Соленоид Вэлв» создано в 2001 году в рамках
Международной программы по ядерной безопасности специально для реализации проекта
«Передача технологии электромагнитных клапанов».
Учредителями совместного предприятия являются ОАО «Корпорация СПЛАВ» (50%
акций) и американская корпорация Curtiss Wright Flow Control (CWFC) (50% акций).
Выбор электромагнитных клапанов (ЭМК) CWFC (подразделение Target Rock (TR) в
целях передачи технологии был обусловлен:
• Уникальной технологией и конструкцией, благодаря которой ЭМК TR имеют
преимущества, обеспечивая различные процессы управления блоком АЭС более эффективно,
чем традиционно используемые в России электроприводные и пневмоприводные клапаны.
• Высоким качеством продукции.
• Обширной и долгосрочной международной референтностью применения ЭМК
TR на атомных станциях и общепромышленных объектах за рубежом. Более 3 000
электромагнитных клапанов Target Rock эксплуатируются на АЭС по всему миру.
• Мировой известностью марки.
Специалисты концерна «Росэнергоатом» и Волгодонской АЭС ознакомились с опытом
эксплуатации ЭМК на АЭС США и подтвердили высокую надёжность и эффективность
использования ЭМК в технологических системах атомных станций. Таким образом,
подтверждена обширная сорокалетняя референтность эксплуатации ЭМК на американских
АЭС.
Применение электромагнитной арматуры на российских АЭС – новое направление.
Особенности этого вида арматуры не были учтены в требованиях документа «Арматура для
12

13. оборудования и трубопроводов АС. Общие технические требования» (ОТТ-87). Чтобы иметь
возможность применять ЭМК в системах российских АЭС, по инициативе ЗАО «Соленоид
Вэлв» в 2001 г. Техническим решением ТР-01/01 внесены дополнения в ОТТ-87, на основе
которых в НП-068-05 введён новый раздел 5.5 по электромагнитной арматуре
(Трубопроводная арматура для атомных станций. Общие технические требования. НП-068-05
М., 2005, ФСЭТАН, 96 с. – С. 47).
Оснащение российских АЭС электромагнитными клапанами совместного производства
потребовало проведения комплекса мероприятий, подтверждающих высокое качество и
надежность материалов, комплектующих и оборудования, а также его соответствия
требованиям российской нормативной базы. ЗАО «Соленоид Вэлв» осуществило все
необходимые мероприятия по лицензированию, квалификации и сертификации.
Проектными организациями НиАЭП, АЭП (СПб), АЭП (Москва), ЦКТИА, ОКБ
«Гидропресс», ФГУП НИИИТ, ФГУП ЦНИИ КМ «Прометей» проанализирована
возможность, технико-экономическая целесообразность. Даны заключения по применению
ЭМК как в системах нормальной эксплуатации, так и в системах важных для безопасности
(ФГУП НИАЭП «Анализ возможности применения электромагнитных клапанов в проектах
энергоблоков ВВЭР -100 с РУ В-320 – Ростовская АЭС, блок 2» №А-75353, Н.Н. ФГУП
НИАЭП, 89 с.; ФГУП НИАЭП «Технико-экономическое сравнение применения ЭМК с
существующими проектными решениями - Волгодонская АЭС, 2 блок» №А-77487пм, Н.Н.
ФГУП НИАЭП, 58 с.; ФГУП СПбАЭП «Анализ возможности применения запорных
электромагнитных клапанов в проекте Tяньваньской АЭС (блоки 3 и 4)» LYG.3_4-0-22-OT-
001, СПб, 2006 ФГУП СПбАЭП, 118 с.).
На сегодняшний день ЭМК ЗАО «Соленоид Вэлв» представлены типоразмерами DN10
– DN200 при Pp до 20 МПа и Т до 300 °С. Изготавливаются согласно ТУ 3742-014-49149890-
2002 для АС, ТУ 3742-016-49149890-2002 для АС, ТУ 3742-034-49149890-2006 для АС.
Имеют следующие характеристики: длительный срок службы (50 лет), соответствует
требованиям стандарта ЕЕЕ 382, быстродействие – 1-10 с, высокая герметичность, небольшой
коэффициент гидравлического сопротивления, экономичность в энергопотреблении (0,1 кВт),
небольшие габариты и масса, минимальное техобслуживание, простота монтажа и хорошая
ремонтопригодность, хорошее совмещение со средствами автоматического контроля, период
между капремонтами – 12 лет, между плановыми ремонтами – четыре года, низкие
эксплуатационные затраты.
Применение ЭМК обеспечивает принцип разнообразия – снижается вероятность
отказов по общей причине. В аварийной ситуации клапан занимает отказобезопасное
положение и т.о. соответствует принципу пассивной безопасности.
Разработана технология производства основных деталей и узлов (на базе технологий
CWFC). Производство организовано на современном высокоточном оборудовании с
использованием инструментов импортного производства. Точность обработки деталей
повышена в несколько раз по сравнению с обычными техпроцессами. Обеспечена система
качества, проектирование, испытания в рамках существующей инфраструктуры ОАО
«Корпорация СПЛАВ». Изготовление комплектующих ЭМК организовано на ОАО «Контур».
К разработке конструкторской документации привлекается ПКТИ «Атомармпроект»,
испытания проводит АНО «Спецпромарматура». Все названные предприятия – подразделения
ОАО «Корпорация СПЛАВ».
Проведены квалификационные испытания ЭМК, изготовленных из российских и
американских комплектующих. Подтверждена высокая надежность клапанов по результатам
ресурсных испытаний – 5000 циклов на максимальных параметрах.
За пять лет своего существования совместное предприятие приобрело российскую
референтность поставок ЭМК на АЭС. ЭМК поставляются на Ленинградскую АЭС,
Волгодонскую АЭС, АЭС «Куданкулам».
ЗАО «Соленоид Вэлв» проходит процедуру квалификационного отбора для внесения в
Реестр поставщиков материально-технических ресурсов для ФГУП Концерн «Росэнергоатом»
и его филиалов – атомных станций, организованной Департаментом планирования закупок,
13

14. организации и проведения конкурсных процедур. Волгодонская и Ленинградская АЭС
ходатайствовали о включении ЗАО «Соленоид Вэлв» в реестр поставщиков.
В ходе выполнения «Проекта передачи технологии» была освоена технология
изготовления основных деталей клапана. Цель проектов, представленных на Ярмарке
инновационных проектов для АЭС-2006 – расширить возможности применения ЭМК,
повысить конкурентоспособность ЭМК как по эксплуатационным, так и по капитальным
затратам в сравнении с электроприводной и пневмоприводной арматурой благодаря освоению
технологии изготовления дополнительного количества деталей ЭМК в России.
В качестве развития проекта планируется освоение в России на базе совместного
предприятия ЗАО «Соленоид Вэлв» технологии изготовления регулирующих ЭМК,
разработанных корпорацией CWFC. Причем передачу технологии регулирующих ЭМК
возможно произвести, опираясь на уже освоенную технологию запорных ЭМК без
существенных затрат.
НИЖНИЙ УРОВЕНЬ СКУ ВХР ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ 1 КОНТУРА
Богданов А.Р., Любимов М.А., ОКБМ
Перечень показателей водно-химического режима и их величины, обеспечивающие
решение задач по обеспечению безопасности и ресурсных характеристик, определены и
приведены в «Нормах качества рабочих сред». Поддержание величины показателей ВХР в
нормированных пределах - это одно из условий надежной работы оборудования и реакторной
установки в целом.
За прошедшие несколько лет рядом предприятий отрасли (ВНИИАЭС, ВНИПИЭТ,
НИАЭП, ЭНИЦ ВНИИАЭС, РНЦ КИ, ПКТИ «АТОМАРМПРОЕКТ», НИТИ им.
А.П.Александрова и др.) проведен большой объем работ по изучению и обобщению опыта
эксплуатации АЭС в части контроля и управления водно-химическим режимом
теплоносителя 1 контура. По результатам выполненного анализа сформулирована
«Концепция качества теплоносителя», разработан СТП «Водно-химический режим первого
контура энергоблоков АЭС с реакторами ВВЭР-1000. Нормы качества рабочей среды и
средств их обеспечения», решены схемные вопросы, определен состав, выпущены «ТЗ на
разработку техпроекта СКУ ВХР» и «Исходные технические требования на комплекс
технических средств подготовки проб теплоносителя первого контура для системы АХК».
Таким образом, разработка системы контроля и управления ВХР на стадии НИР завершена, а
предприятия отрасли готовы к опытно-конструкторским работам, изготовлению опытных
образцов и проведению их испытаний на имеющейся производственной и экспериментальной
базе, поставке комплекса на АЭС для опытно-промышленной эксплуатации.
В рамках пускового комплекса блока №3 Калининской АЭС разработка, изготовление
и поставка нижнего уровня СКУ ВХР теплоносителя 1 контура, включая комплекс подготовки
проб, проводились немецкой фирмой «Dr. Thiedig», но уже в процессе разработки
руководством концерна было принято решение о создании отечественной версии нижнего
уровня СКУ ВХР.
В 2005 году ФГУП «ОКБМ» были разработаны техническое задание и эскизный проект
на опытно-конструкторскую работу «Комплекс подготовки проб теплоносителя первого
контура (КПП-1) для системы автоматизированного химического контроля (АХК) АЭС с
реакторами типа ВВЭР-1000».
Проблема автоматизации химического контроля теплоносителя 1 контура в связи с
активностью контролируемой среды назрела давно. И только в последние годы, после
определения оптимального минимума контролируемых показателей, определяющих ядерную
и взрывобезопасность РУ, представляется возможным реализовать контроль ВХР 1 контура в
автоматическом режиме.
Комплекс подготовки проб теплоносителя и подпиточной воды первого контура КПП-
1 входит в состав системы автоматизированного химического контроля АЭС с реакторами
ВВЭР-1000 и предназначен для проведения непрерывных автоматических и периодических
лабораторных измерений показателей водно-химического режима теплоносителя первого
14

15. контура, регламентированных СТП-ЭО 0004-00 «Водно-химический режим первого контура
энергоблоков атомных электростанций с реакторами ВВЭР-1000. Нормы качества рабочей
среды и средства их обеспечения».
Комплекс обеспечивает:
- подготовку и доставку представительной (по фазовому составу) пробы к
автоматическим средствам измерения (СИ) содержания водорода и кислорода в воде при
параметрах (расход, давление и температура), установленных эксплуатационной
документацией на СИ;
- подготовку и доставку представительной (по ионному составу) пробы к
автоматическому средству измерения рН при параметрах (расход, давление, температура),
установленных эксплуатационной документацией на СИ;
- подготовку и доставку представительной пробы для отбора на лабораторный
контроль при давлении и температуре, безопасной для обслуживающего персонала;
- защиту датчиков СИ от недопустимого (по условиям их применения) изменения
температуры, давления и расхода контролируемой среды;
- формирование сливов контролируемой среды после измерений в систему сбора
организованных протечек и сдувки неконденсирующихся газов в систему спецгазоочистки.
Комплекс представляет собой металлический шкаф из нержавеющей стали с
двухстворчатой дверкой. Внизу шкафа размещается герметичный поддон с уклоном в сторону
трубопровода слива протечек. Внутри шкафа расположено оборудование подготовки проб
(арматура, фильтры, холодильники и т.д.), первичные преобразователи средств измерения
содержания в воде кислорода и водорода, водородного показателя рН и средств химического
контроля параметров проб. Все оборудование связано между собой трубопроводами из
нержавеющей стали.
На боковой стенке шкафа монтируется клеммный отсек для соединения кабелей от
первичных преобразователей средств измерений, установленных в шкафу, с кабелями
вторичных преобразователей и системы управления, размещенных отдельно от комплекса (в
другом помещении). Все электрические соединения комплекса выполняются
экранированными кабелями.
Вопрос о тиражировании комплекса подготовки проб будет решаться после
проведения тендера, в соответствии с порядком, установленном в концерне «Росэнергоатом»,
с учетом результатов опытно-промышленной эксплуатации. Поэтому именно сегодня
целесообразно приступить к созданию российских автоматических средств измерения
некоторых показателей ВХР, тем более что основания для успешного решения этой задачи
есть.
В режиме непрерывного автоматического ВХР 1 контура по СТП-ЭО 0004-00
определяются рН, а также концентрации борной кислоты и растворенного водорода.
Непрерывное автоматическое измерение концентрации борной кислоты и водородного
показателя не вызывает затруднений, автоматическое же измерение концентрации
растворенного водорода не допускает снижения давления теплоносителя ниже 1,0 МПа из-за
возможной дегазации, что накладывает определенные трудности при создании таких средств
измерения, хотя пути решения этой проблемы очевидны. В 2005 году на стенде ОКБМ им.
И.И.Африкантова Л-1242 проводились испытания двух доработанных серийных
водородомеров МАВР-502 при давлениях контролируемой среды до 1,5 МПа и содержаниях
водорода до 7,5 мг/л. Целью испытаний являлось определение возможности их применения в
составе системы АХК теплоносителя первого контура ВВЭР-1000. Испытания показали
принципиальную возможность использования этих водородомеров в составе системы АХК
теплоносителя 1 контура. Проводились также испытания водородомеров ООО «Фирма
«Альфа Бассенс» на стенде НИТИ им. А.П.Александрова. Вместе с тем необходимо отметить,
что водородомеры, установленные в КПП-1 3 блока Калининской АЭС фирмой «Dr. Triedig»,
до сих пор не доведены до рабочего состояния, а водородомеры фирмы «Orbishрere
Laboratory», работающие на ряде станций, вызывают нарекания со стороны обслуживающего
персонала. Таким образом, для принятия обоснованного решения по выбору средств
15

16. измерения растворенного в воде водорода представляется целесообразным провести
одновременные квалификационные испытания.
Однако, несмотря на использование автоматических средств измерения водорода и
кислорода, параллельно должен применяться традиционный пробоотборный метод контроля
газосодержания в теплоносителе, по крайней мере, по двум причинам:
- ПНАЭ Г-1-024-90 требует соблюдения принципов резервирования, разнообразия и
независимости каналов контроля;
- хроматографический метод дает возможность определить состав и содержание
растворённых в воде газов в объёме требуемого перечня.
В настоящее время контроль газосодержания производится отбором пробы объемом
несколько сот миллилитров в мягкие пробоотборники по лабораторной методике,
аттестованной только в ее измерительной части.
НИТИ им. А.П.Александрова и ОКБМ им. И.И.Африкантова предлагают
унифицировать лабораторный контроль газосодержания в теплоносителе 1 контура на основе
метода газо-жидкостной хроматографии и использовать для этого в качестве прототипа
приставку АКВА-05, разработанную по программе ACT на рубеже 80-90-х годов.
Предлагаемая разработка направлена на создание единой методики пробоотбора и
измерения, повышающей безопасность пробоотбора, технологичность и достоверность
измерений. Единая методика позволит соотносить результаты измерений на различных
энергоблоках. Ее применение обеспечит уменьшение ЖРО и дозовой нагрузки на персонал
химической лаборатории. Указанные обстоятельства позволят обеспечить повышение
надежности и точности измерений (за счет организации двух измерительных каналов),
улучшить сходимость результатов.
Учитывая выше изложенное, можно констатировать, что НИР по созданию нижнего
уровня СКУ ВХР теплоносителя 1 контура завершена. Выполняя решение концерна, мы
готовы разработать, изготовить, испытать и поставить опытные образцы водородомера и
средства измерения газосодержания на основе хроматографического метода, а также
комплекс подготовки проб для автоматических средств измерения показателей ВХР 1
контура.
УНИВЕРСАЛЬНЫЙ НАСОСНЫЙ СТЕНД ДЛЯ ИСПЫТАНИЙ НАСОСОВ
ОБЩЕСТАНЦИОННЫХ СИСТЕМ АЭС
Гладков В.В., Киселёв Ю.А., Королев В.Г., Макарычев Д.В., Рогожин В.М.,
Сенников Е.В., ОКБМ
В 2006 г. в ОКБМ пущены в эксплуатацию очередные стенды СТ-1874 и СТ-1875,
являющиеся составной частью универсального насосного стенда (УНС), создание которого
направлено на обеспечение испытательной базой практически всей номенклатуры насосных
агрегатов общестанционных систем АЭС. Стендовая база ОКБМ в настоящий момент
позволяет проводить полномасштабные испытания более 60 типоразмеров насосного
оборудования (в том числе импортозамещаемого и модернизированного) в обеспечение
программы модернизации существующих и введения в эксплуатацию новых энергоблоков
АЭС.
Основные технические характеристики универсального насосного стенда (УНС)
Наименование СТ-1873 СТ-1874 СТ-1875 СТ-1867
Диапазон расходов стенда,
м3
/ч
500-4500 200-1200 20-250 120-3500
Расчетное давление, МПа 4 6 20 0,5
Максимальная температура
рабочей среды, °С
50 50 50 50
Напряжение электросети,
В
6000 6000 380 6000 380 6000 380
16

17. Потребляемая мощность
электродвигателей, кВт
400-2000 250-800 110-200 500-800
1
9-200
250 18,5-132
Общая электрическая
мощность, кВт
2100 850 850 260
Рабочая среда хозяйственно-питьевая или дистиллированная
вода
хозяйственно-
питьевая вода
Объем контура, м3
60 45 42 100
Площадь стенда, м2
1200 600
Высота стенда, м 8-10 20-22
Масса стенда, кг 130000 36000 18000 100000
УНС состоит из пяти циркуляционных контуров для испытания различных типов
насосного оборудования общестанционных систем. Два циркуляционных контура (стенд СТ-
1867) предназначены для испытаний насосов артезианского типа, которые применяются на
АЭС для подачи воды в промконтур ответственных и неответственных потребителей. Три
циркуляционных контура (стенды СТ-1873, СТ-1874, СТ-1875) - для испытаний насосов
систем безопасности, питательных, аварийно-питательных, конденсатных насосов, насосов
других вспомогательных систем. Каждый из трех контуров предназначен для испытаний
насосов вертикального и горизонтального исполнения. Объединение различных
циркуляционных петель в едином универсальном комплексе не только уменьшает количество
нового испытательного оборудования и сокращает затраты за счет использования общих
систем, но и позволяет проводить независимо друг от друга испытания различных насосов. К
настоящему времени все петли стендов СТ-1867, СТ-1873, СТ-1874, СТ-1875 сданы в
эксплуатацию.
МОДЕРНИЗАЦИЯ НАСОСНЫХ АГРЕГАТОВ ОБЩЕСТАНЦИОННЫХ
СИСТЕМ НА АЭС
Гладков В.В., Королев В.Г., Макарычев Д.В., Рогожин В.М., ОКБМ
Насосные агрегаты основных и вспомогательных систем атомных станций относятся к
одному из наиболее важных видов оборудования, обеспечивающих надежную, безопасную и
экономически эффективную эксплуатацию энергоблоков, в том числе и значение КИУМ.
Минимизация возможного отрицательного влияния работы насосов на КИУМ энергоблока
начинается, как правило, с этапа конструирования за счет реализации повышенных
требований по надежности, ресурсным и эксплуатационным показателям как насоса в целом,
так и его основных изнашивающихся узлов, например, подшипников и торцовых уплотнений.
Другим результативным методом повышения надежности и ресурса является модернизация и
усовершенствование существующих конструкций насосов по результатам эксплуатации.
Опытное Конструкторское Бюро Машиностроения имеет более чем 50-летний опыт
разработки, изготовления и авторского сопровождения в эксплуатации насосного
оборудования и широко использует вышеуказанные подходы в своей деятельности. Наиболее
наглядно это может быть продемонстрировано результатами работ по модернизации
насосного оборудования поставки предприятий Украины для проектируемых, строящихся и
действующих АЭС с ВВЭР-1000.
Насосы ЦНР 800-230 поставки НПО «Насосэнергомаш» (г. Сумы, Украина)
эксплуатируются в системе расхолаживания активной зоны реакторов типа ВВЭР-1000.
Общее количество насосов этого типа на АЭС России достигает двух десятков.
Конструкция насосов ЦНР 800-230 типична для центробежных насосов с рабочим
колесом двухстороннего входа. Спиральный корпус насоса имеет горизонтальную плоскость
разъема, которая делит его на верхнюю и нижнюю части. Радиальными опорами ротора
являются масляные подшипники скольжения с картерной системой смазки. Материал
вкладышей подшипника – углеродистая сталь с наплавкой баббита. Остаточное осевое усилие
воспринимается двумя подшипниками качения. В качестве уплотнений вала используются
17

18. торцовые уплотнения с вынесенными теплообменниками. Крутящий момент от
электродвигателя к насосу передается зубчатой муфтой.
Анализ режимов эксплуатации и результатов ревизии деталей насоса ЦНР 800-230 на
АЭС привел к выявлению ряда скрытых недостатков этих насосов, таких, как малая
надежность и долговечность подшипников и повышенная вибрация. Конструкция
подшипниковых узлов насоса не предназначена для частых пусков-остановок, которые
являются основным режимом работы при нормальной эксплуатации энергоблока. Отсутствие
смазки контактирующих поверхностей в начальный момент работы насоса приводит к сухому
трению вала во вкладышах и местному плавлению баббита. Это, наряду со значительным
расстоянием между радиальными подшипниками и износом деталей зубчатой полумуфты, со
временем вызывает повышение уровня вибрации насоса.
Главной проблемой является возможность выхода подшипников из строя при
аварийном запуске и отказ насоса, что недопустимо для насосов системы безопасности.
Общий вид насоса ЦНР 800-230 до модернизации
1 – корпус; 2 – корпус подшипника; 3 – маслоподающие кольца; 4 – вкладыш радиального
подшипника; 5 – ротор; 6, 12- уплотнение торцовое; 7, 11 – корпус уплотнения; 8 – крышка; 9 – колесо
рабочее; 10 – кольцо уплотнительное; 13 – подшипник осевой.
Цель глубокой модернизации насоса, предложенной ОКБМ, заключается в постоянном
наличии в зоне контакта подшипников смазывающей жидкости. В предлагаемом проекте
модернизации насоса опорами ротора являются радиальные гидростатические подшипники
скольжения, смазываемые перекачиваемой средой, прошедшей предварительную очистку от
механических примесей в мультигидроциклоне обвязки насоса.
Узлы, примененные для модернизации насоса ЦНР 800-230Р, по конструкции
аналогичны ранее разработанным в ОКБМ и успешно прошедшим проверку как в условиях
эксплуатации на объектах, так и на стендах предприятия.
Общий вид модернизированного насоса (ЦНР 800-230Р)
18

19. 1 – корпус; 2 – корпус подшипника; 3 – уплотнение торцовое; 4 – ротор; 5 – холодильник; 6, 10
– подшипник радиальный; 7 – крышка; 8 – колесо рабочее; 9 – кольцо уплотнительное; 11 –
подшипник осевой.
Конструкция гидростатического подшипника (ГСП) обеспечивает работоспособность
как при частой кратковременной работе во время регламентных пусков, так и во время
длительной эксплуатации (до 1000 ч. в год) при ремонте энергоблока.
Осевой подшипник двустороннего действия, колодочный, гидродинамический, также
смазывается перекачиваемой средой.
Для предотвращения образования кристаллов бора в уплотнении предусмотрена
периодическая подача дистиллированной воды.
Применение в качестве опор ротора в ЦНР 800-230Р ГСП на перекачиваемой среде,
расположенных непосредственно в расточках корпуса, позволило сократить расстояние
между радиальными опорами, что благоприятно сказалось на вибрационном состоянии
насоса. Это также привело к возможности исключения одного торцового уплотнения и
снижению объема протечек по валу насоса.
Сохранение гидравлических характеристик насоса после модернизации гарантируется
заимствованием деталей гидравлической части (корпус и рабочее колесо).
Основные технические параметры и показатели надежности насоса до и после
модернизации
Наименование параметра
Числовое значение
ЦНР 800-230 ЦНР 800-230Р
Подача, м3/ч 800
Напор, м 230
Частота вращения, об/мин 3000
Температура среды на входе, °С
Давление среды на входе, МПа
10-150
2,35
Внешняя утечка, л/ч, не более: 10 1
Назначенный ресурс уплотнения вала/
подшипниковых узлов, не менее, ч
10000/10000 12000/50000
В ноябре 2005 г. была осуществлена межведомственная приемка опытного образца
насоса ЦНР 800-230Р, подтвердившая надежность и работоспособность принятых
конструктивных решений. Три насоса ЦНР 800-230Р будут поставляться ФГУП «ОКБМ» на
второй блок Волгодонской АЭС.
Конструктивные решения глубокой модернизации насосов с блочной заменой узлов,
использованные для насосов ЦНР 800-230Р, применены ОКБМ также для модернизации
насосов ЦНСА 700-140, ДХ 750-115, ДХ 750-240 и ЦН 150-110. Использование
модернизированных насосов системы безопасности позволит существенно увеличить
межремонтную наработку агрегата и повысить эксплуатационную надежность энергоблока.
РАЗГРУЗОЧНЫЕ УСТРОЙСТВА ДЛЯ АЭС С ВВР
Катухин Л.Ф., Кондратьев Д.В., ОЦНТ
Разгрузочные устройства (РГУ) входят в состав локализующих систем АЭС и
предназначены для защиты внутренних строительных конструкций от превышения
допустимого перепада давления между необслуживаемой зоной (НЗ) и зоной ограниченного
19