Морозов Скхемные решения и принтсипы работы пассивныкх систем 2015

груженный в бассейн перегрузки топлива (Refueling Water Storage Tank – RWST), напорная и сливная линии и один бак подпитки ПГ. Сливная линия состоит из двух параллельных веток с пневматическими и обратными клапанами на каждой. Арматура на паровой линии при нормальной эксплуатации открыта, клапаны на обратной линии закрыты. При своей работе система конденсирует пар из реактора, тем самым понижая его давление, а значит и давление в защитной оболочке. Объема воды в бассейне перегрузки достаточно для отвода остаточного тепла в течение недели [98].

2.4.1.3 Реактор SMART (Республика Корея)

Реактор SMART (System-integrated Modular Advanced ReacTor)

является интегральным реактором с водой под давлением тепловой мощностью 330 МВт. Проект разработан KAERI (Республика Корея) для выработки электроэнергии в небольших сетях и обессоливания воды. Интегральный корпус реактора содержит активную зону, двенадцать парогенераторов, КД и четыре ГЦН [99]. Системы безопасности включают в себя пассивную систему отвода остаточ-

ных тепловыделений (Passive Residual Heat Removal System -

PRHRS), схема которой показана на рис. 2.18 [100].

Система обеспечивает отвод остаточных тепловыделений с помощью естественной циркуляции в случае аварии, связанной с потерей питательной воды или в случае blackout. Также данная система может быть использована для длительного охлаждения в случае ремонта или перегрузки. PRHRS состоит из четырех каналов с 50 % мощностью каждый, т.е. двух каналов достаточно для охлаждения активной зоны. Каждый канал подключен к паровой и питательным линиям от ПГ и включает в себя теплообменник, погруженный в аварийный охлаж-

дающий бак (Emergency Cooldown Tank – ECT), компенса-ционный бак, обратные и запорные клапаны. Вода в аварийном баке при работе испаряется, пар уходит в атмосферу. Запаса воды хватит для охлаждения реактора в течение 72 ч.

81

2.4.1.5 Реактор PSRD (Япония)

Также в Японии специалистами JAERI разработан проект реактора

PSRD (Passive Safe Small Reactor for Distributed energy supply system),

который является интегральным реактором с водой под давлением, использующим естественную циркуляцию для охлаждения активной зоны. Тепловая мощность – 100 МВт [103]. Предполагается использование реактора в небольших энергосистемах для получения электроэнергии, тепла, опреснения воды и т.д. Схема пассивных систем безопасности представлена на рис. 2.20 [104].

Рис. 2.20. Схема пассивных систем безопасности реактора PSRD:

1 – интегральный реактор, 2 – парогенератор, 3 – теплообменник, 4 – теплообменник

84

Корпус реактора находится в контейнменте, заполненном водой, с аргоновой газовой подушкой в верхней части. Чтобы предотвратить переток тепла от корпуса реактора к воде, в защитной оболочке при работе на мощности предусмотрена многослойная изоляция.

Главной задачей пассивных систем является отвод остаточного тепла. Выполнение этой функций производится с помощью аварийной системы отвода остаточных энерговыделений (Emergency Decay Heat Removal System – EDRS) к воде, заполняющей пространство защитной оболочки. Запуск системы в работу происходит после открытия гидравлически управляемых вентилей на линиях, связывающих паропровод второго контура и вход в теплообменники EDRS. Вентили удерживаются закрытыми за счет давления питательной воды второго контура. В случае аварии происходит отсечение реактора от турбины. Питательный насос останавливается, давление, удерживающее закрытым вентиль на линии в EDRS, исчезает, и пар направляется в теплообменник из основной паровой линии, а вода из теплообменника стекает в ПГ по линии питательной воды.

Отвод остаточных тепловыделений происходит через парогенераторы и теплообменники EDRS к воде, которой заполнена защитная оболочка, с помощью процессов естественной циркуляции. Тепло от воды в ЗО отводится в атмосферу с помощью системы ох-

лаждения воды контайнмента (Containment Water-Cooling System – CWCS).

2.4.1.6 Реактор SCOR (Франция)

Реактор SCOR (Simple Compact Reactor) является интегральным реактором с водой под давлением с тепловой мощностью 2000 МВт (630 МВт электрических), разработанным во Франции Комисса-

риатом по атомной энергии (Commissariat a l’Energie Atomique – CEA) [105]. Особенностью установки является то, что парогенератор с U-образным трубным пучком расположен над АЗ в крышке корпуса реактора, как в транспортных РУ. Такая конструкция позволила освободить в корпусе реактора место для активной зоны и увеличить единичную мощность установки.

В случае аварийной ситуации первый контур РУ охлаждается с помощью теплообменников, размещенных в опускном участке корпуса реактора. Всего имеется шестнадцать теплообменников, объединенных в систему отвода остаточных тепловыделений от

85

первого контура (Residual heat Removal system on Primary circuit – RRP system). В качестве конечного стока тепла используются как вода, так и воздух. Четыре канала подключены к теплообменникам, погруженным в бассейн с водой (RPPp). Остальные двенадцать каналов соединены с теплообменниками, расположенными в градирнях (воздушных каналах) (RPPa). Для расхолаживания реактора достаточно четырех каналов (любых водяных или воздушных). Принципиальная схема системы приведена на рис. 2.21 [105].

Рис. 2.21. Схема системы отвода остаточного тепловыделения реактора SCOR: 1 – интегральный реактор, 2 – теплообменник, 3 – буферная емкость, 4 – тепловой клапан, 5 – парогенератор, 6 – градирня, 7 – теплообменник

86

Запуск каналов охлаждения осуществляется с открытием тепловых клапанов на водяных каналах и воздушных заслонок на каналах, охлаждаемых воздухом. Сигналом на открытие служит аварийная остановка реактора – SCRAM. Также имеются буферные емкости с азотной подушкой, подключенные к каждому из каналов. Они предназначены для компенсации расширения воды при разогреве реактора.

Каналы системы отвода остаточных тепловыделений рассчитаны на давление первого контура и находятся в горячем состоянии при работе реактора на мощности. Воздушные каналы (12 шт.) способны работать в режиме принудительной циркуляции для расхолаживания первого контура в процессе перегрузки топлива. При этом происходит дополнительное охлаждение каналов с помощью подачи технической воды. Таким образом, система заменяет штатную активную систему отвода остаточных тепловыделений, применяемую в действующих реакторах типа PWR [106].

Мощность каждой петли системы RRP составляет 5 МВт. Такая низкая мощность позволяет проверить работоспособность каждого канала при работе реактора на мощности, что важно для подтверждения надежности системы.

Тепловой клапан (thermal valve), применяемый в проекте реактора SCOR для запуска в работу водяных каналов системы отвода остаточных тепловыделений, разработан CEA (Франция) и ENEA (Италия) [107]. Данное устройство позволяет изменять отводимую мощность простым способом, меняя условия теплообмена в бассейне, избегая установки арматуры на трубопроводах системы пассивного теплоотвода. Устройство состоит из куполообразного сосуда, погруженного в бассейн, в котором находится теплообменник. Сосуд оснащен управляющим клапаном на верхней части и открыт с нижней стороны. С помощью управляющего клапана можно управлять циркуляцией жидкости через погруженный теплообменник. Принцип работы устройства проиллюстрирован на рис. 2.22 [108].

87

Рис. 2.22. Диаграмма работы теплового клапана

В режиме нормальной эксплуатации реактора управляющий клапан закрыт (рис. 2.22, а). Перегретый пар удерживается под оболочкой сосуда, и естественная циркуляция в теплообменнике отсутствует. Когда управляющий клапан открывается (рис. 2.22, б), пар выходит из сосуда и конденсируется, через низ сосуда на его место устремляется холодная вода и устанавливается ЕЦ (рис. 2.22, в), позволяющая пассивно отводить остаточное тепло. Закрытие управляющего клапана (рис. 2.22, г) приводит к удержанию образующегося пара внутри сосуда и теплообменник опять отсекается.

2.4.1.7 Реактор CAREM-25 (Аргентина)

В Аргентине Национальной комиссией по атомной энергии

(Comision Nacional de Energia Atomica – CNEA) и компанией INVAP разработан проект реактора CAREM-25 (Central Argentina de Elementos Modulares). Реактор работает на принципе естествен-

88

ной циркуляции. Электрическая мощность установки 25 МВт, тепловая – 100 МВт [109].

Для охлаждения активной зоны в аварийных ситуациях используется система отвода остаточных энерговыделений (Residual Heat Removal System – RHRS). Схема системы показана на рис. 2.23 [110].

Рис. 2.23. Схема системы отвода остаточных энерговыделений реактора CAREM: 1 – интегральный реактор, 2 – парогенератор, 3 – ГЦН,

4 – теплообменник, 5 – бассейн

Остаточное тепловыделение отводится от первого контура с помощью горизонтальных U-образных теплообменников, размещенных в двух бассейнах с холодной водой под реакторной оболочкой. Верхний коллектор подключен к крышке корпуса реактора (паровой купол), нижний коллектор подсоединен к корпусу реактора

89

ниже уровня воды. Трубный пучок теплообменника набран из труб диаметром 60,3х8,75 мм и длиной 13,3 м.

При работе на мощности вентили на паровой линии отрыты, на сливной – закрыты, поэтому трубный пучок всегда заполнен конденсатом. В случае аварии, арматура на сливной линии открывается автоматически, вода дренируется и на ее место поступает пар. Он конденсируется, конденсат возвращается в реактор, образуя контур ЕЦ. Тепло отводится от АЗ и передается воде, та закипает, пар конденсируется в бассейне снижения давления (suppression pool) [110]. В случае аварии с потерей электроснабжения и плотным контуром система может охлаждать активную зону в течение

48 ч [111].

2.4.1.8 Реактор NuScale (США)

В США компанией NuScale Power Inc. разработан проект модульного интегрального реактора NuScale. Первоначально реактор назы-

вался MASLWR (Multi-Application Small Light Water Reactor) и был разработан в рамках проекта финансируемого Министерством энерге-

тики США (DOE) [112].

Реактор охлаждается с помощью естественной циркуляции, электрическая мощность – 45 МВт (тепловая – 160 МВт). Парогенератор расположен в верхней части корпуса снаружи горячей ветки подъемного участка и состоит из пучков вертикальных спиральных труб. Реактор находится ниже уровня земли в защитной оболочке, окруженной бассейном с водой объемом 15140 м3. Стандартный проект АЭС с реакторами NuScale имеет электрическую мощность 540 МВт, использует 12 реакторных модулей, каждый из которых работает на свою турбину.

Отвод остаточных энерговыделений от активной зоны осуществляется за счет нагрева и последующего испарения воды из бассейна, окружающего защитную оболочку. Пассивная система охлаждения реактора NuScale состоит из двух подсистем:

система отвода остаточных тепловыделений (Decay Heat Removal System – DHRS);

аварийная система охлаждения АЗ (Emergency core cooling system – ECCS). Схема системы отвода остаточных тепловыделений показана на рис. 2.24 [113].

90