Зорин В.М. Атомные электростанции

сатора давления заметно увеличивается объем натрия в контуре, возникает проблема ограничения колебаний уровня.

Для компенсации температурных изменений объема натрия в целях поддержания в установленных пределах заданного давления организуется свободный уровень в корпусе реактора, в циркуляционных насосах, в парогенераторах, и полость над уровнем заполняется инертным газом. Применяются осушенный и очищенный от кислорода газ — аргон. Аргон не взаимодействует с натрием, хорошо удерживается в контуре, поскольку его плотность несколько больше, чем у воздуха. Последнее, в частности, облегчает поддержание инертной атмосферы над натрием за счет поддува при разуплотнениях контура.

Давление аргона в газовых полостях парогенераторов и насосов второго контура при нормальной эксплуатации энергоблока БН-600 составляет 0,3 МПа, а в газовой полости реактора — 0,15 МПа. При этом газовые объемы первого и второго контуров разделены, и их питание аргоном происходит по независимым трубопроводам. За счет разности давлений в контурах становится невозможным попадание радиоактивного натрия во второй контур.

Объем газовой полости реактора сравнительно невелик. Для того чтобы колебания давления при изменении температуры натрия находились в требуемых пределах, к газовой полости подключаются компенсационные баки. На БН-600 с этой целью используются баки системы приемки натрия первого контура. В условиях нормальной эксплуатации они, таким образом, заполняются аргоном и в то же время находятся в готовности принять натрий при необходимости дренирования реактора.

Во втором контуре основную функцию компенсатора давления выполняет буферная емкость. На БН-600 буферная емкость — гори-

3

зонтальный бак со значительной поверхностью, объемом натрия 50 м

3

и инертного газа (аргона) 14 м .

Системы инертного газа. Ввиду большой химической активности натрия, прежде всего по отношению к кислороду, все натриевые системы выполняются герметичными, а полости над теплоносителем заполняются осушенным и очищенным от кислорода инертным газом. В качестве инертной среды в газовых полостях оборудования в начальный пусковой период эксплуатации применяется азот, а в режиме нормальной эксплуатации — аргон. Таким образом, в РУ с БН-600 имеются две системы инертного газа.

601

28.3. Системы безопасности

Как уже отмечалось, одной из основных задач систем безопасности РУ являются обеспечение теплоотвода от твэлов активной зоны и последовательная передача теплоты конечному поглотителю — окружающей среде при любых проектных авариях (протечках теплоносителей, сбросе нагрузки турбиной, обесточивании электростанции и др.).

Надежность охлаждения активной зоны обеспечивается на БН-600 страховочными корпусами (кожухами), установленными на корпусе реактора и на всех отходящих от него трубопроводах до первой быстродействующей запорной задвижки. Объемы страховочных полостей выбраны таким образом, что в случае протечки натрия уровень в корпусе реактора не опускается ниже входных устройств промежуточных теплообменников, т.е. сохраняются условия для циркуляции теплоносителя. Надежная герметизация первого контура при интегральной компоновке обеспечивается с большим эффектом по сравнению с петлевой компоновкой.

Специальные системы аварийного охлаждения активной зоны

на БН-600 не предусмотрены. Их роль выполняют три основных технологических контура, что соответствует требованиям правил безопасности. В режиме эксплуатации трубопроводные коммуникации паротурбинных установок не соединены между собой. Каждая турбина связана с одним парогенератором, одним деаэратором, с одной группой питательных насосов. В случае тяжелой аварии на одной ПТУ происходит ее отключение, причем реактор может продолжать работать на мощности, сниженной до уровня мощности двух ПТУ. Если отключается одна из двух оставшихся, то срабатывает быстрая аварийная защита (БАЗ) и расхолаживание реактора производится на одной петле. При появлении течей натрия промежуточного контура отключение аварийных петель осуществляется в том же порядке.

Особое внимание уделяется течам воды в натрий в парогенераторе. Принято различать: малые течи (до 0,1 г/с), при которых повреждение теплообменных труб, окружающих дефектную, достаточно медленное; средние течи (до 1 кг/с), при которых температура в зоне реакции достигает очень больших значений, происходит быстрое разрушение соседних труб; большие течи (более 1 кг/с), сопровождающиеся сильными повышениями давления, значительными колебаниями уровня натрия в газовых полостях, быстрым загрязнением промежуточного контура продуктами коррозии конструкционных материалов.

При авариях с течью воды в натрий прежде всего должна предусматриваться защита от повышения давления во втором контуре сверх допустимого. Для этого предназначена система локализации выбросов продуктов взаимодействия натрия с водой — система ава-

602

рийной защиты парогенераторов (САЗ ПГ). В нее входят (см. рис. 28.3): сбросные (аварийные) баки первой и второй ступеней, соединенные последовательно с буферной емкостью промежуточного контура; мембранное разрывное устройство на линии, соединяющей буферную емкость со сбросным баком первой ступени; предохранительные клапаны на сбросном баке второй ступени; быстродействующие клапаны на линии подачи питательной воды в парогенератор и на линии ее сброса в расширитель машзала. Важными элементами САЗ ПГ являются разнообразные средства обнаружения течей. Система рассчитана на максимальную аварию с полным разрывом одной трубы парогенератора.

Кроме защиты от превышения давления при аварии с течью выполняются следующие операции. Аварийная секция парогенератора быстро отсекается по второму и третьему контурам. Одновременно открываются сбросные линии по рабочему телу и натрию. Осушенная секция парогенератора заполняется инертным газом (азотом), циркулирующим под давлением, исключающим попадание натрия в третий контур. В случае большой течи место натрия в парогенераторе занимает аргон. Сдренированный натрий сепарируется с отделением газообразного водорода, очищается от примесей и возвращается в систему приемки натрия.

Система аварийного питания парогенератора предназначена для подачи воды при аварии с основным питательным насосом, разрыве (течи) основного питательного трубопровода и при других авариях, связанных с прекращением подачи питательной воды. В сис-

3

тему входят два бака обессоленной воды (объемом 1000 м каждый), насосы обессоленной воды (для заполнения баков), аварийные питательные насосы (по одному на каждую ПТУ), аварийная быстродействующая редукционная установка (БРУ-А) со сбросом пара в атмосферу после испарительных модулей парогенератора.

При нормальном останове реактора теплота от активной зоны передается технической воде и далее в окружающую среду следующим образом:

1)в начальный период времени после останова турбины — от натрия второго контура рабочему телу в парогенераторах с подачей образующегося пара через БРУ-К в конденсатор;

2)после снижения мощности до заданного уровня и в течение длительного времени — пар из парогенераторов отдает теплоту в технологических конденсаторах, а конденсат самотеком сливается в деаэратор.

В режиме расхолаживания поступление воды из деаэраторов в парогенераторы осуществляется аварийными питательными насосами, имеющими меньшую подачу по сравнению с основными (см. табл. 20.2).

603

Ваварийных режимах, связанных, например, со срывом вакуума

вконденсаторах турбины, сброс пара осуществляется через БРУ-А в атмосферу, а подпитка парогенераторов — из баков запаса обессоленной воды.

При аварии с обесточиванием станции насосы, обеспечивающие циркуляцию теплоносителей, и питательные насосы продолжают выполнять свои функции сначала при питании двигателей электроэнергией, вырабатываемой турбогенераторами в процессе своего инерционного выбега, а затем за счет собственного выбега. Это время (несколько менее 1 мин) оказывается достаточным для подключения их двигателей к резервным дизель-генераторам.

Хорошим резервом для поддержания теплоотвода от активной зоны является естественная циркуляция теплоносителей первого и второго контуров. Ее эффективность зависит как от компоновки основных элементов первого контура в корпусе реактора, так и от взаимного расположения по высотным отметкам оборудования второго контура (парогенератора, буферной емкости относительно промежуточного теплообменника). Так, в БН-600 за счет естественной циркуляции может отводиться до 2 % номинальной тепловой мощности реактора.

В проекте БН-800 для повышения надежности передачи теплоты от реактора окружающей среде при таких авариях, как обесточивание электростанции, прекращение подачи питательной воды на все парогенераторы и некоторые другие, предусматривается специальная система безопасности с натрий-воздушными теплообменниками. В качестве примера рассмотрим вариант этой системы, разработанный во ВНИИАМ, — систему аварийного расхолаживания реактора с воздушным теплообменником (САРХ-ВТО).

Принципиальные технические решения для реакторной установки БН-800 приняты аналогичными решениям для БН-600: баковая (интегральная) компоновка оборудования первого контура; три промежуточные петли теплоотвода от реактора; натрий как теплоноситель первого и второго контуров; секционно-модульная конструкция парогенераторов (три парогенератора, каждый состоит из десяти секций, одна секция включает в себя модуль испарителя и модуль пароперегревателя). В отличие от БН-600 здесь используется одна турбина (К-800-12,8/50) с паро-паровым промежуточным перегревателем. Принципиальная схема одной петли РУ с САРХ-ВТО показана на рис. 28.4.

Как видно из рисунка, теплоотвод от активной зоны в случае аварии организован наиболее коротким путем — через второй (промежуточный) контур.

Основными элементами системы являются три двухсекционных натрий-воздушных теплообменника (ВТО) с ширмовой поверхностью

604

нагрева, набранной из оребренных труб. Коллекторы теплообменника и теплообменные трубы размещены в корпусе, в котором вход и выход воздуха перекрыты шиберными устройствами. Теплообмен в ВТО организован по принципу противотока: натрий движется по трубам сверху вниз, а воздух — снизу вверх. Циркуляция воздуха через ВТО — естественная, с помощью вытяжной трубы. Подвод и отвод воздуха осуществляются по раздельным для всех трех петель подводящим и отводящим воздуховодам и вытяжным трубам.

Характеристики системы рассчитывались на основе требования непревышения температуры оболочек твэлов 800 °С и корпуса реактора 500 °С при исходной работе РУ на трех или двух петлях и расхолаживании соответственно на пяти или трех секциях ВТО. Отсюда следует, что наряду с исходными событиями аварии постулируется возможность отказа одной секции ВТО. Возможность работы реактора на двух петлях при отключенной третьей предусматривается

условиями нормальной эксплуатации.

Система рассчитана на функционирование в двух режимах. Режим ожидания предназначен для поддержания системы в разо-

гретом состоянии, в состоянии готовности к выполнению своих основных функций. В этом режиме циркуляция натрия через ВТО организуется в работающих петлях с помощью ГЦН2, а в отключенной петле — с помощью электромагнитного насоса (ЭМН). Натрий

входит в секции ВТО по трубопроводам с D = 125 мм и D = 80 мм

у у

при открытых клапанах К1 и К2 (см. рис. 28.4). Воздушные шиберы

8 и 9 закрыты, и расход воздуха через ВТО минимальный, зависящий от неплотностей в шиберах. Расчетные тепловые потери в этом режиме составляет 0,28 МВт в одном двухсекционном ВТО при температуре воздуха на входе – 44 °С.

Режим расхолаживания обеспечивает отвод остаточных тепловыделений от реактора при совместном функционировании САРХ-ВТО с основными системами нормальной эксплуатации первого и второго контуров, с управляющими и обеспечивающими системами (контроля и управления, надежного электроснабжения и др.). В этом режиме циркуляция натрия через ВТО организуется с помощью ЭМН (один — работающий, другой — резервный) через промежу-

точные теплообменники 1 по трубопроводам с D = 300 мм через

у

открытые задвижки З1 и З2. Расход натрия через один ВТО (две секции) равен 104 кг/с, воздуха — 75—95 кг/с в зависимости от температуры наружного воздуха, отводимая тепловая мощность — 26 МВт. Циркуляция воздуха через ВТО — естественная с помощью вытяжной трубы.

Время перехода системы в режим расхолаживания определяется временем открытия шиберов электроприводом (~25 с) или вручную (~180 с).

605

←

Рис. 28.4. Упрощенная схема системы аварийного расхолаживания БН-800 (САРХ-ВТО):

1 — промежуточный теплообменник (находится в корпусе реактора); 2 — пароперегревательный модуль парогенератора; 3 — испарительный модуль; 4 — раздающий коллектор; 5 — буферный бак; 6 — ГЦН второго (промежуточного) контура; 7 —

секция натрий-воздушного теплообменника; 8 — шибер выходной воздушный; 9 —

шибер входной; 10 — электромагнитные насосы

Высокая надежность САРХ-ВТО определяется рядом факторов и

принятых технических решений, из которых отметим лишь неко-

торые:

•многоканальность системы за счет применения трех не зависящих одна от другой петель расхолаживания (используются три промежуточных контура основного технологического процесса);

•резервирование оборудования в системе (две секции ВТО и два ЭМН в каждой петле);

•применение двух независимых систем электроснабжения — аккумуляторных батарей и дизель-генераторов;

•использование отсечной арматуры для надежного отключения разгерметизированного теплообменника, наличие средств отвода протечек натрия и средств автоматического тушения в случае возгорания;

•использование естественной тяги для циркуляции воздуха через ВТО.

Несмотря на то что принятые решения делают практически невозможным прекращение принудительной циркуляции, гидравлические характеристики САРХ-ВТО обеспечивают естественную циркуляцию натрия в таких маловероятных ситуациях.

Контрольные вопросы

1.Назовите преимущества и недостатки интегральной компоновки оборудования первого контура РУ с натрийохлаждаемым реактором.

2.Опишите основные процессы негативного воздействия натрия на конструкционные материалы.

3.Какие способы очистки натрия от примесей вы можете назвать?

4.Что такое холодная ловушка?

5.Назовите основное оборудование системы очистки натрия в технологических контурах.

6.Каким образом осуществляется компенсация давления в замкнутых натриевых контурах энергоблока с БН-600?

7.Какое оборудование входит в систему аварийного питания парогенераторов?

8.Какие меры предусматриваются для смягчения последствий аварии с течью воды в натрий в парогенераторе?

9.Что дает применение системы аварийного расхолаживания РУ с реактором БН-800?

10.Какова цель режима ожидания системы аварийного расхолаживания РУ?

11.Опишите работу САРХ-ВТО после аварийного останова реактора.

607

Глава 29

СИСТЕМА ТЕХНОЛОГИЧЕСКОЙ ВЕНТИЛЯЦИИ НА АЭС

Система технологической вентиляции рассматривается в учебном пособии отдельно от других вспомогательных технологических систем, главным образом, с целью привлечь внимание к ней, поскольку она играет важную роль в создании условий для функционирования всех остальных систем электростанции, включая основные, и для работы эксплуатационного и ремонтного персонала. Есть и другие причины. Первая — система вентиляции непосредственно не связана с теплоносителем или рабочим телом, т.е. прямого влияния на организацию технологического процесса не имеет. Вторая причина заключается в том, что основные принципы, на которых строится эта система, практически неизменны для АЭС разных типов. Именно по этой причине далее будут рассмотрены основные положения организации технологической вентиляции на АЭС с ВВЭР-1000, базовой для ядерной энергетики России в настоящее время.

При использовании системы технологической вентиляции на любом производстве решаются две задачи:

первая — создание благоприятных условий для работы персонала предприятия;

вторая — создание оптимальных условий для работы установленного оборудования.

Для воздуха рабочей зоны производственных помещений сани- тарно-гигиеническими требованиями [48] установлены нормы метрологических условий (температура, влажность, скорость движения)

ипредельно допустимых концентраций (ПДК) вредных веществ. Для обеспечения требуемых условий наряду с вентиляцией обязательны

идругие мероприятия — контроль за плотностью оборудования, использование теплоизоляции и др.

Для АЭС дополнительные требования предъявляются к содержанию радиоактивных веществ в воздухе. Технологические операции и ремонтные работы должны быть организованы таким образом, чтобы индивидуальные дозы облучения обслуживающего персонала были меньше нормативов [49]. Вентиляция, обслуживающая помещения, в которых при нормальной эксплуатации возможно появление радиоактивности в воздухе, называется спецвентиляцией. К ней предъявляются дополнительные требования, выполнение которых — третья задача технологической вентиляции на АЭС.

608

Источниками загрязнения воздуха радиоактивными веществами могут быть, во-первых, продукты деления ядер, во-вторых, активация веществ, содержащихся в воздухе (например, при поглощении

40

радиоактивного теплоносителя.

В теплоносителе ядерного реактора на АЭС любого типа неизбежно появление радиоактивности. Это происходит из-за проникновения через микротрещины в оболочках твэлов радиоактивных продуктов деления, в первую очередь газообразных, за счет наведенной активности содержащихся в теплоносителе примесей, включая продукты коррозии конструкционных материалов.

Радиоактивность в виде аэрозолей и газов может появляться и в ряде производственных помещений АЭС в результате неорганизованных протечек теплоносителя из оборудования первого контура, их частичного испарения или взаимодействия с влагой и пылью, находящихся в помещении. Источником радиоактивности может быть оборудование не только ОТП первого контура, но и вспомогательных систем. Такими системами на АЭС с ВВЭР могут быть системы продувки-подпитки, организованных протечек, борсодержащей воды, аварийно-планового расхолаживания и др. В некоторых помещениях, в которых установленное оборудование не является потенциальным источником радиоактивности, ее появление тем не менее возможно в результате аварий или нештатных ситуаций. В качестве примера можно назвать помещения насосов технической воды ответственных потребителей, системы продувки парогенераторов и др.

Все помещения на АЭС разделяют по зонам — строгого и свободного режимов — в зависимости от того, возможно появление в них радиоактивности или нет в нормальных условиях эксплуатации и при проектных авариях. Все помещения также подразделяют на

необслуживаемые, в которых в условиях нормальной эксплуатации

γ-фон от работающего оборудования и радиоактивность газов и аэрозолей представляют опасность для персонала; на периодически обслуживаемые, в которых имеется потенциальная возможность появления радиоактивности сверх допустимых пределов; на обслуживаемые, в которых вероятность появления опасного уровня радиоактивности мала. Между зонами строгого и свободного режимов оборудуется санпропускник.

Рассмотрим основные положения организации вентиляции помещений зоны строгого режима на АЭС с ВВЭР-1000 (типовой проект В-320).

Помещения под гермооболочкой (в гермозоне) являются необслуживаемыми во время работы энергоблока на мощности. Доступ к оборудо-

609

ванию для его осмотра и ремонта возможен только во время плановых

остановов реактора. Требования к вентиляции гермозоны следующие:

•создание разрежения не менее 15—20 мм вод. ст. (150—200 Па), чтобы исключить неконтролируемые протечки воздуха в окружающую среду;

•температура воздуха под оболочкой должна быть не более 60 °С, что необходимо для нормальной работы ее конструкций, для строительного бетона внутри оболочки — не более 80 °С, для серпентинитового бетона — не более 300 °С;

•выбросы радиоактивности в вентиляционную трубу должны быть минимально возможными и не превышать установленных норм.

При превышении указанных температур энергоблок должен быть

остановлен, а реактор переведен в «холодное» состояние.

Для вентиляции под гермооболочкой созданы две приточно-

вытяжные и пять рециркуляционных систем (рис. 29.1).

Первая приточно-вытяжная система (поз. VII и VIII на рис. 29.1) создает и поддерживает необходимое разрежение под гермооболочкой при минимальном воздухообмене по наружному воздуху, предотвращает скопление водорода в верхней части гермозоны, когда реактор работает на мощности или находится в «горячем» состоянии. Все оборудование системы установлено за пределами гермозоны. Разрежение создают вытяжные вентиляторы. Перед ними установлены йодные и аэрозольные фильтры для очистки сбрасываемого в вентиляционную трубу воздуха. На приточном воздуховоде установлены механический фильтр и регулятор, обеспечивающий поддержание разрежения. Для локализации последствий аварии на приточном и вытяжном воздуховодах установлены герметичные отсечные клапаны с пневмоприводами (по два снаружи гермооболочки и по

одному изнутри), работающими от системы сжатого воздуха.

Вторая приточно-вытяжная система вентиляции (поз. VI и IX) является ремонтно-аварийной. Как правило, она вводится в работу

(ниже 10 Ки/дм или 370 Бк). В зависимости от показаний дозиметрического контроля удаляемый воздух может проходить очистку на йодном и аэрозольном фильтрах или выбрасываться в трубу по обводной линии без очистки.

Чтобы минимизировать расход воздуха через приточно-вытяжные системы, очистка и охлаждение его под гермооболочкой производятся, в основном, рециркуляционными системами.

3

Расчетный объем пространства под гермооболочкой равен 44 890 м . Общий расход вентилируемого воздуха (с учетом рециркуляционных

3

систем) в режиме нормальной эксплуатации равен 341 тыс. м /ч, а при

610