Зорин В.М. Атомные электростанции

571

←

Рис. 26.6. Упрощенная технологическая схема реакторной установки «АЭС-2006»:

1 — фильтровальные установки системы пассивной фильтрации межоболочечного пространства (МОП); 2 — пассивные каталитические рекомбинаторы системы обеспечения водородной безопасности; 3 — разбрызгивающие устройства спринклерной системы; 4 — гидроемкости первой ступени; 5 — гидроемкости второй ступени; 6 —

теплообменник системы пассивной фильтрации МОП; 7 — теплообменник СПОТ;

8 — импульсно-предохранительные устройства; 9 — устройство локализации расплава; 10 — бассейн выдержки; 11 — охладители продувки первого контура (регенеративный теплообменник и доохладитель); 12 — СВО-2; 13 — деаэратор подпитки первого контура; 14 — бак организованных протечек; 15 — насос оргпротечек; 16 —

бак «грязного» конденсата; 17 — подпиточный насос первого контура; 18 — теплообменники аварийного расхолаживания первого контура; 19 — теплообменники аварийного расхолаживания парогенераторов; 20 — насосы охлаждения бассейна выдержки; 21 — насосы аварийного ввода бора; 22 — насосы аварийного расхолаживания первого контура; 23 — насосы аварийного расхолаживания парогенераторов;

24 — теплообменники промконтура систем нормальной эксплуатации; 25 — насосы промконтура; 26 — теплообменники промконтура систем безопасности; 27 — циркуляционные насосы техводы ответственных потребителей; 28 — брызгальные бассейны

сами каналы резервируют друг друга. От линии связи между каналами предусмотрена подача борного раствора в компенсатор давления первого контура.

В условиях нормальной эксплуатации энергоблока система аварийного ввода бора не функционирует и находится в состоянии ожидания, подвергаясь периодическим проверкам. При нарушении условий нормальной эксплуатации и обесточивании электростанции система остается работоспособной, так как подключена к системе надежного электроснабжения от дизель-генераторов.

Система рассчитана на работу при следующих проектных авариях.

1.Авария с течью теплоносителя из первого контура во второй. Если при такой аварии сработают БРУ-А на главных паропроводах энергоблока, то в атмосферу будет произведен выброс радиоактивных веществ. Чтобы ограничить объем выброса, давление в первом контуре необходимо быстро снизить. Для этого насосами аварийного ввода бора в паровое пространство компенсатора давления подается концентрированный борный раствор.

2.Несрабатывание аварийной защиты реактора в аварийных ситуа-

3

циях. В этом случае концентрированный борный раствор (40 г/дм ) подается в первый контур для быстрого перевода реактора в подкритическое состояние («горячий» останов реактора).

При возможности продолжительного «холодного» останова реак-

3

тора борный раствор с концентрацией 16 г/дм подается из бассейна выдержки (см. рис. 26.1).

572

По сигналам, вырабатываемым при наступлении любой из указанных аварий, запускаются все работоспособные насосы обоих каналов, т.е. используются все возможности системы для достижения наибольшего эффекта.

Контрольные вопросы и задания

1.В чем заключаются основные различия активной части САОЗ в РУ с ВВЭР-1000 и в проекте «АЭС-2006»?

2.Что дает включение водоструйного насоса после насоса аварийного расхолаживания высокого давления?

3.В случае аварии с течью теплоносителя насосы аварийного расхолаживания могут забирать воду из бассейна выдержки и из приямка гермозоны. Сравните это решение и принятое для ВВЭР-1000. Чем обусловлено различие?

4.Каково назначение гидроемкостей второй ступени пассивной части САОЗ?

5.Опишите основные отличия гидроемкостей второй ступени от гидроемкостей первой ступени?

6.Каково назначение системы аварийного расхолаживания парогенераторов? Каким образом функции этой системы выполнялись в РУ с ВВЭР-1000?

7.Какова роль САР ПГ при авариях с течью первого контура?

8.Опишите систему пассивного отвода теплоты от парогенераторов.

9.Каким образом могут быть выполнены функции СПОТ на энергоблоке, на котором эта система не установлена?

10.Составьте список систем безопасности, изображенных на рис. 26.6. Какие системы из рассмотренных в гл. 26 не вошли в этот список?

573

Г л а в а 27

РЕАКТОР БОЛЬШОЙ МОЩНОСТИ КИПЯЩИЙ

Водографитовый реактор (тип ВГР) канального типа РБМК был создан как альтернатива водо-водяному корпусному реактору (ВВЭР). В 60-е годы прошлого века в СССР планировалось масштабное развитие ядерной энергетики, которое не могло быть осуществлено вводом только реакторов типа ВВЭР. Первая причина заключалась в том, что машиностроительная промышленность не могла изготовить требуемое число корпусов для реакторов —завод «Атоммаш» еще не был построен. Имелся опыт эксплуатации первого, а затем и второго блоков Белоярской АЭС с водографитовыми реакторами АМБ-1 и АМБ-2 (с перегревом пара), который подтверждал перспективность этого направления — и это вторая причина. Третья причина — очевидная: развитие ядерной энергетики на основе реакторов одного типа не могло обеспечить стране лидирующие позиции в этой области.

Первый энергоблок с реактором РБМК-1000 был введен в эксплуатацию на Ленинградской АЭС в 1974 г. Всего было построено 15 энергоблоков с РБМК-1000 и один — с РБМК-1500. Тяжелая авария на четвертом блоке Чернобыльской АЭС в 1986 г. прервала развитие ядерной энергетики в этом направлении. И хотя причины аварии досконально изучены и установлены — конструкторская недоработка и, главное, некомпетентные действия эксплуатационного персонала, какие-либо работы с этим реактором на перспективу в РФ прекращены. В то же время известный специалист-атомщик, досконально знавший РБМК и его проблемы, утверждал, что возможности реактора этого типа не исчерпаны. И указывал имеющиеся возможности для реализации его самозащищенности [43]. Он писал: «Объективно Чернобыльская авария не должна закрывать направление водографитовых реакторов, особенно сегодня, когда понято и сделано многое, чтобы это направление оставалось мощным вкладчиком в атомную энергетику России и создавало для нее уникальные перспективы … РБМК на огромном опыте эксплуатации в течение примерно 250 реакторо-лет и около 500 000 канало-лет показали надежностьработыихглавнойчасти, технологических каналов и поканальных коммуникаций при энергетических параметрах, а также — графита».

В настоящее время по разным причинам, включая необходимость повышения экономичности АЭС, мог бы рассматриваться реактор РБМКП с перегревом пара до 450—500 °С.

574

Накоплен большой опыт эксплуатации одноконтурной АЭС с РБМК, в том числе относящийся и к вспомогательным технологическим системам. Эти системы и будут рассмотрены в данной главе.

27.1. Вспомогательные технологические системы

нормальной эксплуатации

Реактор РБМК-1000 — водографитовый, канального типа: в графитовой кладке реактора располагаются 1661 топливный канал и 211 каналов системы управления и защиты.

Контур многократной принудительной циркуляции реактора состоит из двух независимых симметричных частей (рис. 27.1). Каждая часть включает в себя два барабана-сепаратора (горизонтальные цилиндрические сосуды длиной по 30 м и внутренним диаметром 2,3 м, в которых поддерживается уровень воды), опускные трубы (24 трубы

диаметром условного прохода D = 300 мм), всасывающий коллектор

у

(D = 900 мм), четыре главных циркуляционных насоса (ГЦН типа

у

3

ЦВН-8 с подачей 8 тыс. м /ч и давлением 2 МПа, из четырех насосов

один — резервный), напорный коллектор (D = 900 мм, длина 20 м),

у

раздаточные групповые коллекторы (24 шт., D = 300 мм), подводя-

у

щие воду трубы — нижние водяные коммуникации (НВК), каналы активной зоны, верхние пароводяные коммуникации (ПВК), отводящие пароводяную смесь из каждого канала в барабаны-сепараторы. Массовое паросодержание смеси на выходе из каналов в среднем равно 15 %. Паропроизводительность реактора составляет 1600 кг/с; расход воды в КМПЦ — 10 400 кг/с. Насыщенный пар с давлением

7 МПа из четырех БС по восьми паропроводам (D = 400 мм) поступает

у

к двум турбинам К-500-6,4/50. Вода после системы регенерации ПТУ питательными насосами направляется в барабаны-сепараторы. Таким образом энергоблок с РБМК-1000 работает по одноконтурной схеме.

По рис. 27.1 можно проследить и другие возможности организации циркуляции. В случае разрыва какого-либо РГК между напорным коллектором и обратным клапаном, размещаемым на каждом РГК (аварийная ситуация, реактор останавливается), вода от напорного коллектора по перемычке с нормально открытой задвижкой будет поступать в поврежденный РГК за счет снижения в нем давления и далее — в технологические каналы без перерыва в их охлаждении. Видна и возможность организации естественной циркуляции: от водяной уравнительной линии между барабанами-сепараторами через перемычки к раздаточным групповым коллекторам и далее в технологические каналы.

575

Рис. 27.1. Контур многократной принудительной циркуляции РБМК:

1 — барабаны-сепараторы; 2 — водяная пермычка; 3 — всасывающий коллектор;

4 — ГЦН; 5 — напорный коллектор; 6 — коллектор САОР (системы аварийного охлаждения реактора); 7 — раздающий групповой коллектор (РГК); 8 — охлаждающая вода САОР; 9 — технологические каналы реактора

3

Полный объем КМПЦ равен 1300 м , объем воды в контуре при работе реактора на мощности — более половины полного.

Поддержание качества теплоносителя на требуемом уровне и отвод остаточных тепловыделений при плановом останове реактора — эти важные функции возлагаются на вспомогательные технологические системы установок с реактором любого типа. На энергоблоках с РБМК эти функции выполняет система продувки и расхолаживания (СПИР).

Нормируемые показатели водно-химического режима КМПЦ приведены в табл. 27.1. Эти нормы установлены на основе обработки значений показателей, достигнутых на эксплуатируемых энергоблоках. Как видно из таблицы, нормы качества воды КМПЦ, при соблюдении которых электростанция может вырабатывать электроэнергию продолжительное время, достаточно жесткие.

Если значения одного или нескольких показателей соответствуют первому уровню отклонений, то работа электростанции на мощности более 50 % номинальной разрешается в течение не более 7 сут. Если за это время причины нарушений не выявлены и не устранены, то энергоблок может работать еще в течение 3 сут, но на мощности не более 50 % номинальной. А далее он должен быть остановлен и расхоложен.

При значениях показателей, соответствующих второму уровню, предусматривается снижение мощности до значения не более 50 %

576

Таблица 27.1

Значения нормируемых показателей качества воды КМПЦ при энергетическом режиме работы энергоблоков АЭС [44]

* Значение pH не нормируется при удельной электрической проводимости воды менее

0,3 мкСм/см.

номинальной и ограничение времени работы в таком режиме не более 24 ч. Если значение хотя бы одного показателя достигло третьего уровня, то не более чем через 4 ч энергоблок должен быть остановлен и расхоложен.

Жесткие требования к водно-химическому режиму продиктованы стремлением обеспечить коррозионную стойкость конструкционных материалов оборудования и трубопроводов, в том числе и оболочек твэлов. При этом достигаются минимальное количество отложений на теплопередающих поверхностях нагрева и радиационная безопасность для персонала АЭС.

Основными мероприятиями по поддержанию норм ВХР в период эксплуатации энергоблока являются:

•подпитка рабочего тела водой требуемого качества;

•очистка всего потока конденсата после конденсаторов турбины;

•дегазация конденсата и питательной воды;

•непрерывная очистка воды, выводимой из КМПЦ, во всех режимах его работы.

На АЭС с РБМК добавочная вода подготавливается в два этапа. На этапе предочистки она подвергается осветлению, коагуляции, снижается ее щелочность. Далее проводится трехступенчатое обессоливание воды. Схемы, реализующие химическое обессоливание воды, достаточно разнообразны и изучаются специальными дисциплинами.

Блочная обессоливающая установка (БОУ или КО — конденсатоочистка) устанавливается на полном расходе воды после конденсаторов турбины, состоит, как правило, из механических фильтров (с загрузкой в них сульфоугля, катионита КУ-2 или сополимера сти-

577

рола и дивинилбензола) и ионообменных фильтров смешанного действия. Механические фильтры предназначены в основном для очистки конденсата от продуктов коррозии, ионообменные фильтры — для удаления ионогенных примесей, поступающих главным образом с присосами охлаждающей воды в конденсаторах.

Дегазация рабочего тела проводится в конденсаторах (частично) и главным образом в деаэраторах питательной воды.

Для непрерывного вывода примесей из КМПЦ организуются его продувка и последующая очистка воды на СВО-1. Спецводоочистками на АЭС принято называть системы и установки для обработки радиоактивных вод и концентрирования жидких радиоактивных отходов. На АЭС с РБМК кроме СВО-1 устанавливаются другие спецводоочистки, обрабатывающие воды бассейна выдержки отработавших ТВС, бассейна-барботера, неорганизованных протечек (трапных вод), дезактивирующих растворов и др.

На рис. 27.2 представлена схема одного из вариантов системы продувки и расхолаживания (СПИР) РБМК-1000. Так как очистка на СВО-1 производится с помощью ионообменных материалов, не обладающих высокой термостойкостью, вода перед поступлением в фильтры охлаждается сначала в регенераторе (шесть теплообменников, включенных последовательно), затем в доохладителе продувки, охлаждаемом водой промежуточного контура. В целях уменьшения безвозвратных тепловых потерь в доохладителе расход продувочной воды поддерживают на уровне, обеспечивающем нормируемые эксплуатационные значения показателей качества воды КМПЦ. Номинальный расход продувочной воды равен 50—55 кг/с, или примерно 3 % паропроизводительности реактора. Вода на очистку подается от напорного коллектора ГЦН. В системе давление воды снижается только за счет гидравлических сопротивлений оборудования, арматуры и трубопроводов, оставаясь достаточным для смешения с питательной водой перед поступлением в барабаны-сепараторы (перед возвратом в КПМЦ). Фильтры установки СВО-1, как и другое оборудование, рассчитаны на полное давление в контуре реактора (ионообменные фильтры для АЭС АФИ-2,4-90 имеют внутренний диаметр 2,4 м, рассчитаны на 9,0 МПа; высота фильтрующего слоя равна 1 м).

Продувочная вода после охлаждения подается в механический фильтр, который загружен катионитом и очищает воду преимущественно от продуктов коррозии. Два ионитных фильтра смешанного действия (ФСД), загруженных смесью анионита и катионита в равных соотношениях, очищают воду от растворимых веществ. Фильтрловушка предназначен для улавливания фильтрующих материалов при нарушениях в работе нижних распределительных устройств ионитных фильтров. Механический и ионитные фильтры одинаковы

578

перегревателем пара турбины, является своеобразным промывочным устройством [45]. В отсепарированной воде остаются практически все продукты коррозии, поступившие с паром на вход турбины. И этот сепарат должен очищаться на механических фильтрах до объединения его с основным конденсатом турбины. Сброс сепарата в конденсатор в целях очистки его на фильтрах БОУ приводит к уменьшению концентраций в суммарном потоке перед очисткой как ионогенных примесей (в сепарате их значительно меньше, чем в основном конденсате), так и продуктов коррозии (в сепарате их значительно больше). При этом немаловажна и потеря теплоты, так как расход сепарата, сбрасываемый в конденсатор, значителен. Возможная

От ПП

Д

К

КН1

МФ НС

Рис. 27.3. Принципиальная тепловая схема ПТУ с очисткой сепарата пара турбины на механическом фильтре:

БС — барабаны-сепараторы; С — внешний сепаратор пара турбины; ПП — пароперегреватели первой и второй ступеней; СС — сепаратосборник; КН1 и КН2 — конденсатные насосы первого и второго подъемов; БОУ — блочная обессоливающая установка; ОДС — охладитель дренажа сепаратора; НС — насос сепарата; МФ — механический фильтр; ПНД — подогреватель низкого давления; Д — деаэратор; К — конденсатор

580