Добавил:
okley
Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз:
Предмет:
Файл:Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс) / 83_Сборник статей по проекту ВВЭР СКД
.pdf
КОД ЗАЛИВ-ТТ
На рис. 3 показана Блок-схема расчетного кода. Параметры задачи М, А, В, С, D, E
включают в себя геометрические размеры, теплофизические свойства и опорные
значения температур: температуру кипения воды на зеркале сплава (~ 100
о
С) и
температуру охладителя в теплообменнике (~ 150
о
С). Рассмотрена стационарная
постановка задачи, поскольку в первом приближении необходимо оценить
принципиальную возможность реализации схемы залива ТТ. В математическую модель
входят уравнения баланса массы, энергии, импульса и условия теплопередачи.
M
G=
√ M N
T
1
T
0
T
T0
η
T0
A
B
C
D
E
N
N
1
N
2
N
3
Рис. 3. Блок-схема кода ЗАЛИВ-ТТ:
N - мощность реактора; G - расход естественной циркуляции сплава через активную зону; Т
1
-
температура сплава на выходе из А.З.; Т
0
- температура сплава на входе в А.З.; Т
Т0
-
температура сплава на входе в теплообменник; η
T0
- доля мощности, снимаемой
теплообменником
РЕЗУЛЬТАТЫ РАСЧЕТНОЙ ОЦЕНКИ
В нижеследующей таблице представлены типичные результаты расчетного
исследования статических характеристик для варианта: площадь зеркала расплава 5 м
2
,
поверхность теплообменника 100 м
2
, коэффициент теплопередачи 10 Вт/м
2
К.
Таблица
Результаты расчета статистических характеристик
N, Вт 10
5
10
6
10
7
G, кг/с
229 724 2291
T
0
,
о
С
150 155 234
T
1
,
о
С
153 164 264
(T
1
- T
0
),
о
С
3 9.45 30
T
Т0
,
о
С
152 164 264
η
T0
0.69 0.96 0.99
87
Из таблицы видно, что рассмотренная схема СБ с заливом ТТ для АЭС на
сверхкритических параметрах пара показывает возможность сохранения твэлов при
аварии с потерей теплоносителя, и ее целесообразно рассматривать далее более
детально и полно (разработка конструкции погружного теплообменника и его
размещение; установление допустимых скоростей переходных процессов, работа всей
системы локализации аварии в целом).
Список литературы
1. Паровые турбины сверхкритических параметров ЛМЗ. Под ред. Огурцова А.П.
и Рыжкова В.К. М. Энергоатомиздат. 1991.
2. A Technology Roadmap for Generation IV Nuclear Energy Systems. Technology
Road Map Report. September 23. 2002.
3. П.Л. Кириллов Сверхкритические параметры − будущее реакторов с водным
теплоносителем и АЭС. Обзор. − Атомная техника за рубежом. 2001. №6. С.3-8.
4. Y. Oka Design Concept of Once-through Cycle Supercritical Pressure Light Water
Reactors – The First International Symposium on Supercritical Water-cooled
Reactors, Design and Technology [SCR-2000]. Rep 101. PP.-122.
5. The Supercritical Water Cooled Reactor: (SCWR), ANS, Proceedings of Winter
мeeting. 2002.
6. А.Д. Ефанов, В.В. Ложкин, В.М. Лощинин и др. Анализ экспериментов по
повторному заливу и верификация расчетных кодов. Теплофизика – 98: Труды
международной конф. «Теплофизические аспекты безопасности ВВЭР».
Обнинск: ГНЦ РФ ФЭИ. 1998. Т.1. С.400 – 410.
7. В.М. Поплавский, А.М. Цибуля, А.А. Камаев и др. Перспективный натриевый
быстрый реактор БН – 1800, удовлетворяющий требованиям ядерной энергетики
XXI века. Атомная энергия. 2004. Т.96. Вып.5. С.335-342.
8. В.В. Долгов Принципиальная тепловая схема одноконтурной АЭС с реактором
СКД. Атомная энергия. 2002. Т.92. №4. С.277.
9. T. Mukohara, S. Koshizuka, Y. Oka Subchannel Analysis of Supercritical Water
Cooled Reactors. The First International Symposium on Supercritical Water-cooled
Reactors, Design and Technology [SCR-2000]. The University of Tokyo. Japan.
November 6-9. 2000. Rep. № 301.
10. П.Л.Кириллов, Ю.С.Юрьев, В.П.Бобков Справочник по теплогидравлическим
расчетам (ядерные реакторы, теплообменники, парогенераторы). М.:
Энергоатомиздат. 1990.
88
О ПЕРСПЕКТИВАХ СОЗДАНИЯ РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК
СО СВЕРХКРИТИЧЕСКИМИ ПАРАМЕТРАМИ
ВОДЯНОГО ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ
Г.Е. Келин
ФГУП НИКИЭТ им. Н.А. Доллежаля, Москва
По мнению многих известных экономистов, развитие атомной энергетики безаль-
тернативно Действительно, на сегодняшнем этапе пока не просматривается технология
производства электроэнергии в требуемом количестве: согласно прогнозам в ближай-
шие 50 лет потребности в электроэнергии увеличатся в 2-3 раза по сравнению с совре-
менным уровнем.
Выбор технологической схемы АЭС, строительство которых начнется в 2020-
2030г.г., необходимо закончить до 2010 г., т.е. осталось всего чуть больше 1000 дней, а
если быть точнее 1213 дней!
Какие решения за это время придется найти:
• Как сделать АЭС безопасной, чтобы население спокойно относилось к потреблению
атомного электричества,
• Как сделать АЭС экономичной, чтобы население при включении электрических
приборов не заглядывало в свой кошелёк,
• Как сделать АЭС надежной и малообслуживаемой, чтобы рядом со станцией не
строить города для эксплуатационного и ремонтного персонала,
• Как сделать АЭС, чтобы для производства энергии на ней не требовалась огромная
промышленность переработки РАО, ОЯТ и т.д.
Удовлетворяют ли этим требованиям современные строящиеся и проектируемые
АЭС? Однозначно – НЕТ!
Будут ли удовлетворять этим требованиям рассматриваемые на нашем семинаре
АЭС с РУ со сверхкритическими параметрами пара? Скорее – нет, чем – да!
Это связано с тем, что:
1. Повышение давления в реакторе не предопределяет повышение безопасности, а по-
требует более сложных систем сохранения РУ при нарушениях нормальных усло-
вий эксплуатации;
2. Активация продуктов коррозии и остаточного солесодержания при прямоточной
одноконтурной системе теплоносителя приведет к «загрязнению» всей технологи-
ческой схемы, очистить которую будет невозможно;
3. Исключение ГЦН и парогенераторов не удешевит корпусную реакторную установ-
ку (а для канальных РУ исключение ГЦН и БС) настолько, что обеспечит снижение
капитальных затрат на сооружение АЭС;
4. Участие АЭС – СКП в суточном регулировании электрических нагрузок будет
сложной или даже неразрешимой проблемой.
Каким мне видится серийный атомный энергоблок 2030 г.?
• Это энергоблок, возводимый индустриальными методами с минимальным количе-
ством монтажных операций на стройплощадке(1);
• Это энергоблок с модульной активной зоной, обеспечивающий реализацию единич-
ной мощности 300-1000 МВт(э)(2);
• Это энергоблок с РУ, у которой коэффициент воспроизводства топлива как мини-
мум 1, работающий в замкнутом топливном цикле с пристанционной или регио-
нальной системой переработки топлива(3);
89
• Это энергоблок с коэффициентом готовности 0,97-0,98 за счет непрерывной пере-
грузки топлива и развитых систем диагностики, обеспечивающих проведение ППР
через10-15 лет специальными централизованными службами(4);
• Это энергоблок с возможностью непрерывного продления срока службы за счет
простых операций по замене оборудования и элементов технологической схемы(5);
• Это энергоблок, эксплуатация которого ведется малочисленной сменой, в обязанно-
сти которой входит только наблюдение за общим состоянием оборудования и сис-
тем(6).
Для того, чтобы результаты работы нашего семинара осталась на скрижалях исто-
рии атомной энергетики, я считаю на нашем семинаре надо принять следующие реко-
мендации для руководителей отрасли:
В 2007 году
1. Включить РУ-СКП в НТП;
2. Определить состав и полномочия участников разработки;
В 2008 году
1. Разработать технические требования к РУ;
2. Разработать программу работ по РУ;
3. Разработать программу НИР и документацию по стендовой базе;
В 2009 году
1. Провести установочные эксперименты и обосновать основные технические ре-
шения;
2. Начать разработку основных положений проекта опытно-демонстрационного
энергоблока и выдать техзадания разработчикам основного оборудования;
В 2010 году
1. Закончить разработку основных положений проекта опытно-демонстрационного
энергоблока и выполнить работы по выбору площадки и обоснованию инвести-
ций в его строительство.
90
ОБЩЕЕ ОПИСАНИЕ СИСТЕМ БЕЗОПАСНОСТИ И СИСТЕМ
НОРМАЛЬНОЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ ПРОЕКТА ВВЭР СКД
А.Н.Чуркин, В.А.Мохов, В.М.Махин
ФГУП ОКБ "ГИДРОПРЕСС", Подольск
ВВЕДЕНИЕ
Одним из перспективных реакторов 4-го поколения является корпусной
водоохлаждаемый реактор со сверхкритическими параметрами теплоносителя – ВВЭР
СКД [1-5]. С учетом требований, предъявляемых к реактору 4-го поколения,
необходимо на начальной стадии определить номенклатуру и основные характеристики
систем безопасности. Это связано с тем, что требование обеспечения безопасности РУ
при нарушениях нормальной эксплуатации (ННЭ) могут повлиять на конструкцию
активной зоны, реактора и АЭС в целом. Проработка на ранней стадии проектирования
систем нормальной эксплуатации (НЭ) позволит объединить функции некоторых
систем НЭ и систем безопасности, определить алгоритм пуска и останова РУ. К тому
же, информация о системах безопасности и системах НЭ необходима для
проектирования защитной оболочки (ЗО) и компоновки оборудования под ней.
В данном докладе представлено общее описание предполагаемых основных систем
безопасности и систем НЭ для проекта ВВЭР СКД.
КОНЦЕПЦИЯ БЕЗОПАСНОСТИ
При разработке систем безопасности необходимо отталкиваться от некоторой
концепции безопасности, которая должна основываться на:
• требованиях отечественных специальных правил и нормативных документов (НД)
по безопасности в области атомной энергетики применительно к специфике
разрабатываемого проекта;
• современной методологии и принципах безопасности, выработанных мировым
ядерным сообществом;
• комплексе отработанных и проверенных эксплуатацией технических решений с
учетом работ по их совершенствованию;
• использовании верифицированных и аттестованных расчетных программ, при
проведении расчетных обоснований и анализов безопасности;
• предполагаемых организационных и технических мерах по предотвращению и
ограничению последствий аварий;
• опыте разработки ВВЭР нового поколения повышенной безопасности;
• опыте эксплуатации одноконтурных реакторных установок (БАЭС блоки №1 и 2,
РБМК и ВК-50);
• опыте эксплуатации промышленных котло-турбинных установок СКД.
Безопасность АЭС обеспечивается ограничением доз облучения персонала и
населения, ограничением выхода радиоактивных веществ в окружающую среду в
условиях НЭ энергоблока, проектных и запроектных авариях (ЗПА). Это может быть
достигнуто путем разработки технических и организационных защитных мер,
направленных на предотвращение аварий, ограничения их радиологических
последствий, обеспечения низкой вероятности (с частотой менее 1,0⋅10
–7
[6] за один год
эксплуатации энергоблока) аварии с большими радиологическими последствиями.
91
Радиационная безопасность может быть достигнута за счет последовательной
реализации широко известного принципа глубоко эшелонированной защиты [6],
который включает стратегию предотвращения аварий и ограничения их последствий, а
также предусматривает применение последовательных физических барьеров на пути
потенциально возможного распространения ионизирующих излучений, радиоактивных
веществ в окружающую среду и системы технических и организационных мер по
защите барьеров, сохранению их эффективности и непосредственно по защите
населения (рис.1,2).
Ионизирующие излучения
и
р
а
д
иоактивные ве
щ
ества
Система
барьеров
Система технических мер
Система организационных
мер
Предотвращение
воздействий на барьер
Ослабление воздействий на
ба
р
ье
р
Эксплуатация РУ в соответствии с
НД по обоснованным регламентам и
инструкциям, применение
симптомно-ориентированных
противоаварийных инструкций
Обеспечение качества
Подбор и подготовка
оперативного персонала,
формирование культуры
безопасности
Анализ безопасности
Рис. 1. Концепция обеспечения радиационной безопасности
ОПЫТ ЭКСПЛУАТАЦИИ ОДНОКОНТУРНЫХ РЕАКТОРНЫХ
УСТАНОВОК (БАЭС, БЛ.№1 И 2, BWR И ВК-50)
Необходимо отметить зарубежный (BWR) и отечественный (РУ ВК-50 и БАЭС)
опыт успешной и безопасной эксплуатации одноконтурных установок с корпусным
реактором и кипящим теплоносителем. Полученные знания по массопереносу
продуктов коррозии и радиационной безопасности важны и применяются при
разработке одноконтурного ВВЭР СКД [5].
Специальный интерес представляют и решенные вопросы по устойчивости
реакторов (реактор ВК-50), по пусковым режимам (BWR и ВК-50), по изменению
спектра нейтронов в BWR для повышения коэффициента воспроизводства (RMWR)
или выгорания.
ОПЫТ ЭКСПЛУАТАЦИИ ОДНОКОНТУРНЫХ РЕАКТОРНЫХ
УСТАНОВОК (БАЭС, БЛ.№1 И 2, BWR И ВК-50)
Необходимо отметить зарубежный (BWR) и отечественный (РУ ВК-50 и БАЭС)
опыт успешной и безопасной эксплуатации одноконтурных установок с корпусным
реактором и кипящим теплоносителем. Полученные знания по массопереносу
продуктов коррозии и радиационной безопасности важны и применяются при
разработке одноконтурного ВВЭР СКД [5].
Специальный интерес представляют и решенные вопросы по устойчивости
реакторов (реактор ВК-50), по пусковым режимам (BWR и ВК-50), по изменению
92
спектра нейтронов в BWR для повышения коэффициента воспроизводства (RMWR)
или выгорания.
За счет «внутренних» свойств барьера
Выбор материалов
Выбор конструкции и
конструктивных решений
Защита барьеров
За счет эшелонированности
технических средств и их
обеспеченности
За счет своевременного и правильного
вмешательства персонала
Ограничение источников воздействия и
ослабление воздействий на физические барьеры
Использование верифициронных расчетных
программ для детерминистического и
вероятностного анализов безопасности
Выбор и обоснование алгоритмов
функционирования и характеристик систем
нормальной эксплуатации и систем безопасности
Симптомно - ориентированные аварийные
инструкции
Разработка и обоснование
критериев целостности
барьеров
Рис. 2. Система мер по защите физических барьеров
САМОЗАЩИЩЕННОСТЬ УСТАНОВОК
Обеспечиваются отрицательные коэффициенты реактивности: мощностной,
паровой (плотностной) и температурный.
Самозащищенность установок ВВЭР СКД с тепловым спектром нейтронов
обеспечивается прежде всего зависимостью нейтронно-физических характеристик от
плотности теплоносителя. В ТВС реактора с тепловым спектром вводятся «водяные»
элементы с незначительным изменением плотности теплоносителя (0,7-1,0 г/см
3
). Это
позволяет снизить запас реактивности на пусковой режим, уменьшить изменения
реактивности при изменении плотности теплоносителя между твэлами. В авариях с
потерей теплоносителя или в режимах с перегревом теплоносителя снижение
плотности приводит к введению отрицательной реактивности.
Самозащищенность установок ВВЭР СКД с быстрорезонансным спектром
нейтронов рассмотрена в работе [2,4].
Полезен опыт применения борированного теплоносителя как дополнительной
системы безопасности в реакторе ВК-50. Его ввод осуществляется в режимах
аварийного и планового останова реактора. Вывод борной кислоты осуществляется при
выводе реактора на мощность.
93
СИСТЕМЫ БЕЗОПАСНОСТИ
В соответствии с концепцией глубоко эшелонированной защиты в проекте АЭС
предусмотрены системы безопасности, предназначенные для выполнения следующих
основных (критических) функций безопасности (КФБ):
КФБ-1 «Подкритичность» – останов реактора и поддержание его в подкритическом
состоянии;
КФБ-2 «Охлаждение активной зоны» – подача охлаждающей воды в активную
зону;
КФБ-3 «Теплоотвод конечному поглотителю» – обеспечение передачи тепла
конечному поглотителю;
КФБ-4 «Целостность границ контура циркуляции» – удержание радиоактивных
веществ в установленных границах;
КФБ-5 «Целостность герметичных ограждений» – предотвращение выхода
радиоактивных веществ в окружающую среду.
Для обеспечения возможности выполнения системами безопасности своих
функций вводится дополнительная критическая функция безопасности КФБ-0
«Работоспособность оборудования».
При разработке систем безопасности должна решаться задача их надежного
функционирования с учетом следующих типов потенциально возможных отказов:
• единичный отказ или ошибка персонала;
• длительно необнаруженный отказ;
• отказ по общей причине.
Основные принципы обеспечения надежности систем безопасности, которые
должны быть реализованы разработчиком в проекте энергоблока:
• резервирование;
• применение принципа разнообразия для выполнения основных функций
безопасности (пассивные и активные системы);
• проектирование элементов и систем в соответствии с принципом единичного
отказа;
• физическое разделение каналов и систем;
• стойкость оборудования к аварийным внешним условиям и воздействиям, в т.ч.
сейсмостойкость, гидро-, пожаро- и термозащищенность и т.д.;
• прямая и теневая защита систем безопасности и их структурных каналов от
внешних воздействий;
• автоматизация управления, включая устройства прямого действия;
• непрерывный или периодический контроль работоспособности систем и их
самодиагностики;
• обоснованный консервативный подход при проектировании, включая исполнение
защитных барьеров, систем безопасности, определение круга исходных событий,
сценариев развития аварии, выбор определяющих аварийных параметров и
характеристик, проектных запасов.
Для обеспечения большей надежности и готовности систем безопасности в проекте
должна быть обоснована возможность и целесообразность совмещения системами
функций НЭ и функций безопасности, что позволит снизить стоимость проекта и
затраты на обслуживание АЭС.
Проектом должно обеспечиваться выполнение функций безопасности в
необходимом объёме с учётом природных и техногенных воздействий, а также
внутренних воздействий, обусловленных условиями проектных и запроектных аварий.
Проектом должно быть обеспечено функциональное взаимоперекрытие
разнотипных каналов и систем безопасности и возможностей систем НЭ для
достижения целей безопасности. Внедрение такого подхода повышает надежность
94
достижения целей безопасности, в том числе в условиях ЗПА с множественными
отказами, дает дополнительные возможности по реализации стратегии управления
авариями.
В табл.1 представлен перечень наиболее важных систем безопасности и основные
(критические) функции безопасности, которые они должны обеспечивать.
Аварийная защита
Аварийная защита выполняет функцию аварийного останова реактора и
поддержание его в подкритическом состоянии и является составной частью системы
управления и защиты. Таким образом, аварийная защита обеспечивает выполнение
критической функции безопасности КФБ-1 «Подкритичность» и защиту физических
барьеров на пути распространения радиоактивных веществ «Топливная матрица» и
«Оболочка твэла».
При разработке системы аварийной защиты в соответствии с [6] должны
применяться следующие принципы проектирования: единичный отказ, разделение,
резервирование, независимость, разнообразие.
Данные принципы, применительно к данной системе, формируют следующие
требования:
• должны быть предусмотрены две системы остановки реактора, основанные на
разных принципах воздействия на реактивность или на разных способах
конструкторского исполнения;
• каждая система остановки реактора должна переводить активную зону реактора в
подкритическое состояние и поддерживать ее в подкритическом состоянии с учетом
принципа единичного отказа;
• по крайней мере, одна из предусмотренных систем остановки реактора должна
выполнять функцию аварийной защиты;
• аппаратура аварийной защиты должна состоять из двух независимых комплектов;
• каждый комплект аппаратуры аварийной защиты должен быть спроектирован таким
образом, чтобы во всем диапазоне изменения параметров РУ обеспечивалась
аварийная защита тремя независимыми каналами по каждому параметру, по
которым осуществляется защита.
Установленные в НД требования к аварийной защите выполняются следующим
образом [7]. Основной системой остановки реактора будет являться механическая
система управления и защиты реактора (СУЗ). СУЗ выполняет функцию аварийной
защиты при быстром вводе в активную зону рабочих органов.
В качестве второй системы аварийного останова реактора, которая должна
сработать при ЗПА, связанных с отказом аварийной защиты, могут рассматриваться
следующие варианты:
• ввод жидкого поглотителя в первый контур (из-за инерционности транспортировки
воды данный вариант может быть применен видимо только для реакторов с
тепловым спектром нейтронов);
• расположение в периферийных кассетах сухих каналов с поглощающими
стержнями, при этом скорость ввода увеличивается за счет применения пружин;
• применение на периферийных кассетах кластеров с поглотителем (для быстрых
реакторов) или замедлителем (для тепловых реакторов), которые приводятся в
движение (ввод или вывод) гидравлическим приводом, работающим за счет
избыточного давления в реакторе.
95
Таблица 1
Перечень основных систем безопасности
Основные функции безопасности
Системы безопасности
КФБ – 0. Работоспособность
оборудования
КФБ – 1. Подкритичность
КФБ – 2. Охлаждение
активной зоны
КФБ – 3. Теплоотвод
конечному поглотителю
КФБ – 4. Целостность границ
контура циркуляции
КФБ – 5. Целостность
герметичных ограждений
Аварийная защита +
Система пассивного залива активной зоны +
Система аварийного охлаждения активной зоны + *
)
+
Система аварийной подачи питательной воды +
Система защиты реактора от превышения давления: + + +
БРУ РУ + + +
ИПУ РУ +
Система пассивного отвода тепла +
Система локализации защитной оболочки (БЗОК на
паропроводе и на трубопроводе питательной воды)
+
Система аварийного газоудаления +
Система аварийного электроснабжения +
*
)
При использовании растворов жидкого поглотителя нейтронов
Система аварийного охлаждения активной зоны
Система аварийного охлаждения активной зоны (САОАЗ) предназначена для
подачи в первый контур охлаждающей воды с целью охлаждения твэлов в авариях с
потерей теплоносителя. Подача осуществляется с помощью электронасосов. Залив
активной зоны, основанный на пассивных принципах, реализован с помощью системы
пассивного залива активной зоны (СПЗАЗ) (смотри ниже).
Система применяется также для расхолаживания реакторной установки после
останова реактора в режимах НЭ при низких параметрах воды в первом контуре, когда
расхолаживание, через конденсатор турбогенератора (ТГ) становится
малоэффективным и в аварийных режимах, когда расхолаживание другим способом
невозможно.
Таким образом, САОАЗ выполняет как функции НЭ, так и функции безопасности,
обеспечивая выполнение критической функции безопасности КФБ-2 «Охлаждение
активной зоны» и защиту физических барьеров «Топливная матрица» и «Оболочка
твэла».
При использовании жидкого поглотителя во второй системе аварийного останова
реактора САОАЗ может применяться для подачи высококонцентрированного раствора
жидкого поглотителя в реактор.
Принципиальная технологическая схема одного канала САОАЗ представлена на
рис.3.
96
Соседние файлы в папке Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс)