Зорин В.М. Атомные электростанции

аварии, часть воздуха перепускается из объема под кожухами в объем шахты через клапаны 8 (см. рис. 25.10).

Работоспособность барботажно-вакуумной системы обоснована испытаниями на экспериментальных стендах и расчетами. Однако в современных проектах предпочтение отдается защитной герметичной оболочке ввиду ее технико-экономических преимуществ.

25.5. О реакторе ВВЭР-СКДИ

Принципиально новые решения обеспечения безопасности водоохлаждаемого реактора могут быть получены в случае повышения давления теплоносителя сверх критического. Основные преимущества такого реактора были рассмотрены в гл. 10.

В настоящее время в РНЦ «Курчатовский институт» продолжаются работы по созданию водо-водяного энергетического реактора сверхкритического давления с интегральной компоновкой — ВВЭР-СКДИ. Из проработанных вариантов предпочтение отдается реакторной установке с быстрорезонансным спектром нейтронов в начале кампании и со сдвигом спектра в тепловую область в конце кампании (В-670) [13]. За счет снижения средней температуры теплоносителя в активной зоне в процессе кампании смягчается спектр нейтронов, и таким образом поддерживается критичность реактора при существенном уменьшении числа стержней СУЗ. Температура теплоносителя над активной зоной заметно выше температуры максимальной изобарной теплоемкости (температуры псевдофазового перехода), т.е. он обладает демпфирующей способностью достаточной, чтобы отказаться от использования компенсатора давления. Однако такой аппарат оказывается необходимым при пуске и останове реактора, а также в некоторых переходных режимах.

Одноконтурный вариант тепловой схемы характеризуется значительным уровнем выноса радиоактивности за пределы реактора. Поэтому проработки выполняются для двухконтурного варианта. Предложено парогенератор изготавливать в виде пяти-шести секций с распределительными камерами питательной воды, сборными паровыми камерами и прямыми теплообменными трубами, равномерно заполняющими кольцевое пространство между корпусом реактора и обечайкой тягового участка над активной зоной. Циркуляция теплоносителя в корпусе реактора — естественная. Основные характеристики реакторной установки ВВЭР-СКДИ:

551

Реакторная установка размещается в цилиндрической защитной оболочке, ограниченной сверху куполом (рис. 25.11). Диаметр оболочки равен 34 м, высота — 55 м. Внутри защитной оболочки находится страховочный корпус — это дополнительный барьер на пути возможного выхода продуктов деления в окружающую среду. Расчетное давление в страховочном корпусе принято равным 0,3— 0,4 МПа.

В герметичных помещениях вокруг страховочного корпуса располагаются бассейн выдержки ТВС с отработавшим топливом, система очистки продувочной воды реактора и некоторые другие системы.

Анализ выполненных проработок показал более высокую безопасность интегральной компоновки по сравнению с петлевой. Внутренне присущие такому реактору свойства самозащищенности следующие:

•резкое уменьшение возможности аварий с течью теплоносителя благодаря снижению протяженности первого контура;

•исключение возможности быстрого осушения первого контура вследствие того, что, как показали проведенные исследования, принятые материалы для корпуса реактора и сварных швов делают невозможным его разрыв, а появление начальной небольшой течи будет зафиксировано датчиками в страховочном корпусе с выработкой сигнала для останова реактора;

•исключение аварий с резким снижением расхода теплоносителя

впервом контуре благодаря его естественной циркуляции; естественная циркуляция также обеспечивает саморегулирование расхода теплоносителя через кассеты активной зоны;

•снижение вероятности течи из первого контура во второй, из-за того что трубы теплообменной поверхности парогенератора находятся под давлением сжатия;

552

6

5

4

9

2

3

8

1

7

Рис. 25.11. Схема реакторной установки ВВЭР-СКДИ (В-670):

1 — реактор; 2 — компенсатор давления; 3 — бассейн выдержки; 4 — страховочный корпус; 5 — гидроемкость второго контура; 6 — гидроемкость первого контура; 7 —

кольцевой зазор с водой; 8 — герметичные боксы; 9 — внешняя защитная оболочка

•исключение аварий с выбросом органов регулирования, так как поддержание критичности активной зоны осуществляется регулированием спектра нейтронов, а органы регулирования находятся в верхнем положении при работе реактора;

•сверхкритическое давление теплоносителя исключает возможность ухудшения теплообмена в активной зоне из-за кризиса кипения.

Предполагается на каждом трубопроводе, выходящем из корпуса реактора, в страховочном корпусе и сразу по выходе из него иметь быстродействующую задвижку и быстродействующий защитноотсечной клапан (БЗОК), которые при разгерметизации трубопро-

553

вода перекрывают течь. Так как трубопроводы имеют небольшие диаметры (в основном 150 мм), выброс теплоносителя под защитную оболочку за время срабатывания арматуры будет незначительным. При течи из корпуса реактора или разрыве трубопроводов до запорных устройств выходящий пар будет поступать в страховочный корпус и далее — в воду кольцевого пространства в страховочном корпусе или в бассейн выдержки кассет с отработавшим топливом, где будет конденсироваться. Ожидается лишь незначительное превышение давления в страховочном корпусе по сравнению с атмосферным. Локализующая арматура может быть отнесена к активным системам безопасности.

К пассивным системам относится система гидроемкостей. Система второго контура состоит из гидроемкостей, устанавливаемых по числу секций парогенератора, из трубопроводов, связывающих гидроемкости с трубопроводами питательной воды, и арматуры. Давление в гидроемкостях выбирается таким, что при прекращении подачи питательной воды системами нормальной эксплуатации ПТУ вода из них практически без перерыва начнет поступать в парогенератор, обеспечивая охлаждение теплоносителя с той же интенсивностью до начала работы системы аварийной подпитки (в нее входят баки запаса питательной воды и насосы аварийной подпитки).

Свойства самозащищенности реакторной установки и сравнительно небольшое число активных и пассивных систем безопасности — одни из факторов, обусловливающих значительное превосходство РУ В-670 по сравнению с установками, как находящимися в эксплуатации, так и проектируемыми. В табл. 25.5 приведены оценочные значения некоторых характеристик.

Оценка радиационных последствий в нормальных режимах эксплуатации, в проектных и запроектных авариях показала, что санитарнозащитная зона может быть ограничена промплощадкой АЭС, и с учетом непревышения нормированных значений [49] по облучению населения при запроектных авариях на расстояниях 500—800 м возможно

554

приближение АЭС к крупным городам и использование в качестве АТЭЦ.

Таким образом, реакторная установка ВВЭР-СКДИ в настоящее время является наиболее перспективным направлением развития водоохлаждаемых реакторов, а интегральная компоновка — по сути единственно возможное решение при повышении давления сверх критического.

Для полноты картины отметим и наличие не до конца решенных проблем на пути создания ВВЭР-СКДИ. Одна из них — определение теплофизических и гидродинамических характеристик теплоносителя в тесной решетке расположения твэлов в активной зоне. В области минимальных зазоров между твэлами эти характеристики не могут быть измерены. Необходимы теоретические исследования и развитие расчетных методов для получения достоверных данных по распределению температуры, допустимым минимальным зазорам и т.п.

Контрольные вопросы и задания

1.Что такое глубоко эшелонированная защита и с какой целью она создается?

2.Каково назначение управляющих систем безопасности?

3.Назовите причины остаточных тепловыделений в реакторе после его останова.

4.Сформулируйте основное следствие применения принципа единичного отказа при создании систем безопасности.

5.В каких случаях реактор охлаждается активной частью САОЗ по схеме планового расхолаживания?

6.Активная часть САОЗ — система низкого давления. Какие требования к ней выдвигаются при работе реактора?

7.Опишите работу активной части САОЗ при плановом расхолаживании реактора.

8.По каким сигналам в аварийных режимах происходит включение системы аварийно-планового расхолаживания?

9.Назовите основные характеристики гидроемкостей САОЗ, находящихся в режиме ожидания при работе реактора.

10.Каково назначение обратных клапанов и задвижек на линиях слива воды из гидроемкостей в реактор?

11.Сопоставьте объем воды, сливаемой из гидроемкостей, с объемом первого контура РУ с ВВЭР-1000.

12.Что такое САОЗ ВД?

13.С какой целью в баках аварийного запаса предусмотрена повышенная концентрация борной кислоты?

14.В чем заключается основная задача подсистемы аварийного впрыска

бора?

15.Чем опасно образование парогазовых полостей в первом контуре АЭС с

ВВЭР?

16.Сформулируйте назначение локализующих групп.

17.Что такое спринклерная система безопасности?

555

18.Для чего в спринклерный раствор вводятся борная кислота и пентаборат

калия?

19.Чем определяется важность системы аварийной питательной воды?

20.Какие из рассмотренных систем безопасности могут использоваться для аварийной подпитки первого контура?

21.Составьте перечень систем безопасности, показанных на рис. 25.8. При выполнении задания вам может помочь и рис. 25.7. Какое оборудование каждой системы есть на рис. 25.8?

22.Объясните роль парогенераторов при проектной аварии с потерей электроснабжения на АЭС с ВВЭР.

23.Как вы понимаете проектную аварию на АЭС?

24.Проследите роль пассивной части САОЗ при МПА по рис. 25.9.

25.Назовите основные функции, возлагаемые на барботажно-вакуумную систему безопасности РУ с ВВЭР-440. Объясните название этой системы.

26.Какие свойства самозащищенности ВВЭР-СКДИ вы можете назвать?

27.Назовите активные и пассивные системы безопасности, предусматриваемые для ВВЭР-СКДИ.

556

Г л а в а 2 6

РАЗВИТИЕ СИСТЕМ БЕЗОПАСНОСТИ РУ С ВВЭР

Вновых проектах АЭС с ВВЭР, которые создавались в последние 5—10 лет, совершенствовались как вспомогательные системы нормальной эксплуатации, так и системы безопасности. Главная цель проводимых работ — повышение надежности и безопасности энергоблоков при лучшей экономичности.

Вкачестве примера далее рассматриваются некоторые системы безопасности РУ энергоблока, выполненного по проекту «АЭС-2006». Проект «АЭС-2006» с реакторной установкой ВВЭР-1200 — очередной этап эволюционного развития проекта «АЭС-92» с ВВЭР-1000. В 2007 г. получен сертификат соответствия проекта «АЭС-92» всем современным технологическим требованиям Клуба европейских эксплуатирующих организаций (EUR) к АЭС с легководными реакторами нового поколения [42].

При разработке проекта «АЭС-2006» в большем масштабе нашли отражение следующие принципы обеспечения безопасности.

1. Расширенное применение систем пассивного действия, выполняющих свои функции при изменении параметров основного технологического процесса. Использование таких систем, во-первых, является эффективным средством защиты от ошибочных действий эксплуатационного персонала. Во-вторых, они оказываются независимы от обеспечивающих систем — электропитания, водоснабжения

идр. В-третьих, появляется возможность строить взаиморезервирующие системы или каналы одной из систем на разных принципах действия — пассивном и активном. Последнее позволяет достичь наибольшей эффективности выполнения заданных функций.

2. Использование различных эксплуатационных состояний каналов или элементов оборудования систем безопасности: их часть выполняет функции нормальной эксплуатации, в то время как другая находится в режиме ожидания. При этом для работающего оборудования не требуется какое-либо время для начала выполнения своих функций в случае аварии. Этот принцип также означает, что системы нормальной эксплуатации должны проектироваться с учетом возможности их использования как систем безопасности.

Далее будут рассмотрены системы, либо отсутствующие в технологических схемах энергоблоков с ВВЭР-1000, либо претерпевшие существенные изменения.

557

Система аварийного и планового расхолаживания первого

контура (активная часть САОЗ)

Система аварийного и планового расхолаживания первого кон-

тура предназначена для выполнения следующих функций:

•расхолаживания РУ при плановом или аварийном останове реактора после того, как отвод теплоты через парогенераторы становится неэффективным, т.е. после достижения в первом контуре давления 2,1 МПа и температуры 150 °С;

•отвода остаточных тепловыделений в активной зоне после расхолаживания РУ и при ремонтных работах;

•аварийной подпитки первого контура в режиме малых течей и сохранения запаса теплоносителя в реакторе при большой течи;

•введения реагентов для связывания радиоактивного йода в теплоноситель первого контура при авариях с течью.

Хотя в функции системы входит и отвод остаточных тепловыделений от топлива в бассейне выдержки, эта часть системы здесь не рассматривается.

В соответствии с принципом единичного отказа допускается не зависящий от исходного события аварии отказ одного какого-либо элемента системы, имеющего движущиеся части, или одна ошибка оператора. Чтобы при этом условии система была работоспособной в момент аварии, она выполняется со 100 %-ным резервированием необходимого для ее работы оборудования, объединенного в два канала. Каналы системы размещаются в разных помещениях РУ (физически разделены) и полностью независимы. Каждый канал может выполнять функции системы в полном объеме.

На рис. 26.1 дана схема одного канала. В состав каждого канала входят:

•теплообменник аварийного и планового расхолаживания (состоит из двух параллельно включенных корпусов тепловой мощностью 70 МВт каждый);

•насосы аварийного расхолаживания низкого (давление 1,5 МПа,

подача 800 м /ч) и высокого (6,5 МПа, 230 м /ч) давлений;

• насос (эжектор) водоструйный основной (с расходом на выходе

3

230—800 м /ч), включенный по воде после насоса высокого давления;

3

•бак запаса раствора реагентов (объемом 6,3 м );

•эжектор водоструйный для подачи раствора реагентов (с расхо-

3

дом на выходе 10 —50 м /ч);

• трубопроводы, обратные клапаны, защитная и регулирующая

арматура.

558

2

559

←

Рис. 26.1. Система аварийного и планового расхолаживания первого контура и бассейна выдержки (показан один канал):

1 — реактор; 2 — гидроемкости САОЗ первой ступени; 3 — ограничители течи; 4 —

парогенераторы; 5 — бассейн выдержки отработавших ТВС; 6 — фильтровальная установка; 7 — устройство локализации расплава (УЛР) активной зоны; 8 — теплообменник аварийного и планового расхолаживания; 9 — насос аварийного расхолаживания низкого давления; 10 — то же высокого давления; 11 — насос водоструйный основной; 12 — насос водоструйный подачи раствора реагентов; 13 — бак запаса раствора реагентов; 14, 16 — из системы подачи воды бассейна выдержки на очистку и к той же системе; 15 — к системе аварийного ввода бора; 17, 18 — вода в систему промконтура и от нее; 19 — из системы аварийного ввода бора; 20 — в систему охлаждения бассейна выдержки; 21 — в спринклерную систему; 22 — в систему организованных портечек; 23 — в спецканализацию; 24 — пробоотборная линия

Плановый останов и расхолаживание реактора проводятся так же, как и ВВЭР-1000. При этом работают теплообменник и насос аварийного расхолаживания низкого давления.

При аварийном останове реактора, например по сигналу сброса нагрузки турбогенератором, расхолаживание первого контура до 150 °С и снижение давления до 2,1 МПа производятся с помощью системы аварийного расхолаживания парогенераторов (САР) или системы пассивного отвода теплоты (СПОТ). После достижения указанных параметров в первом контуре включается насос аварийного расхолаживания низкого давления, как и при плановом расхолаживании.

При авариях с потерей теплоносителя первого контура включается в работу один из каналов активной части САОЗ. Насос высокого давления с эжектором и насос низкого давления взаимно резервируют один другой по функции поддержания требуемой массы теплоносителя в активной зоне во всем диапазоне течей. Таким образом два канала САОЗ имеют возможности для выполнения функции подпитки в 4 раза большие, чем необходимо.

Интересное решение предложено разработчиками системы — комбинация центробежного насоса высокого давления и водоструйного эжектора. При небольшой течи, когда давление в первом контуре из-за потери теплоносителя незначительно по сравнению с номинальным, перепад давления на эжекторе невелик, как и работа эжектора и расход воды после него. При увеличении течи и большей скорости падения давления в первом контуре увеличиваются расход подсасываемой воды и суммарный ее расход после эжектора. Таким образом, комбинация центробежного и водоструйного насосов позволяет подавать воду с растворенными в ней реагентами с нужным расходом в диапазоне давлений в первом контуре от 8,8 до 0,1 МПа. Требуемая концентрация реагентов (борной кислоты, пентабората калия — для связывания йода, гидразин-гидрата) в воде, подаваемой

560