Добавил:
okley
Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз:
Предмет:
Файл:Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс) / 175_Основы обеспечения безопасности АЭС
.pdf
161
градирней, составляет 21,2 МВт при температуре окружающего
воздуха +24 °С (мощность остаточных тепловыделений активной
зоны через 24 часа после срабатывания АЗ = 20,4 МВт).
Схема подключения оборудования альтернативного промкон-
тура (вентиляторной градирни, ПНУ и ПНУ ВГ) к промежуточ-
ному контуру ответственных потребителей приведена на рис. 3.27.
Рис. 3.27. Схема подключения технических средств к промконтуру ответствен-
ных потребителей для управления ЗПА
Процесс подключения в работу контура охлаждения вентиля-
торной градирни включает в себя следующие шаги:
• подключение электропитания от дизель-генераторной уста-
новки;
• раскладка гибких шлангов, их фиксация, подключение
к выводам из реакторного здания (к системе промконтура
охлаждения ответственных потребителей);
• перемещение ПНУ ВГ с места хранения на место работы
и ее подключение к системе гибких шлангов;
• заполнение контура вентиляторной градирни;
• переключение ПНУ ВГ на вентиляторную градирню для за-
полнения бассейнов секций градирни и дальнейшей их под-
162
питки (вода используется для орошения теплообменной
поверхности и испаряется в процессе работы градирни);
• обеспечение подвоза топлива для ПНУ и мотопомпы.
Перечисленные действия осуществляются в течение 24 часов
с момента аварии. Объем работ, которые необходимо выполнить,
не превышает объемов работ по подключению дополнительных
технических средств, выполняемых персоналом на действующих
энергоблоках с реакторами типа ВВЭР в РФ. По результатам тре-
нировок персонала, проведенных на действующих энергоблоках,
время, необходимое для подключения ДГУ и ПНУ, составляет по-
рядка 2 часов.
Альтернативный дизель-генератор
(альтернативная ДЭС) НВАЭС-2
В качестве альтернативного источника аварийного элек-
троснабжения потребителей систем в НВАЭС-2 для запроект-
ных аварий, связанных с потерей электроснабжения от внешних
и внутренних источников (включая дизель-генераторы САЭ)
и всех конечных водных поглотителей тепла на время, превышаю-
щее 24 часа, предусмотрена альтернативная ДЭС с воздушным ох-
лаждением в контейнерном исполнении.
Номинальная мощность альтернативной ДЭС составляет 2
МВт, на напряжение 0,4 кВ. Альтернативная ДЭС установлена
на прицепе и может длительно работать находясь на нем.
От альтернативного дизель-генератора предусмотрено элек-
троснабжение следующих потребителей:
• технологические механизмы первого канала СБ: насос ава-
рийного ввода бора системы аварийного впрыска высокого
давления, насос охлаждения бассейна выдержки;
• электроприводная арматура;
• вентиляторная градирня;
• вентиляционные установки системы;
• щиты постоянного тока первого и второго каналов САЭ
(через выпрямители).
Подключение альтернативного дизель-генератора в режиме
запроектной аварии осуществляется гибкими кабелями. Пуск аль-
тернативной ДЭС осуществляется персоналом вручную с МПУ.
163
Устройство локализации расплава НВАЭС-2
Устройство локализации расплава (УЛР) является элемен-
том 4-го барьера безопасности (защитная оболочка) и предназна-
чено для длительного удержания и охлаждения расплавленных
элементов активной зоны и внутрикорпусных устройств после
проплавления корпуса реактора при тяжелой аварии с потерей те-
плоотвода. Конструкция УЛР НВАЭС-2 предствлена на рис. 3.28.
УЛР выполняет следующие основные функции:
• прием и размещение расплава, твердых фрагментов актив-
ной зоны и конструкционных материалов реактора (кори-
ума);
• устойчивый отвод тепла от кориума к охлаждающей воде;
• исключение выхода радиоактивности за границы защитной
оболочки;
• исключение повторной критичности в кориуме.
УЛР состоит из следующих функциональных узлов, распо-
ложенных сверху вниз по направлению перемещения кориума
из корпуса реактора к основанию бетонной шахты:
• плита нижняя;
• ферма-консоль;
• наполнитель (жертвенный материал);
• корпус.
Нижняя плита направляет движение кориума после разру-
шения или проплавления корпуса реактора, теплоизоляция обе-
спечивает защиту фермы-консоли и площадки обслуживания
от разрушений, предохраняет от повреждений корпус с опорами.
Ферма-консоль обеспечивает защиту конструкции УЛР и ком-
муникаций от разрушения со стороны кориума, является опорой
для нижней плиты и имеет в своем составе трубы-чехлы, обеспе-
чивающие возможность подключение датчиков КИП, предна-
значенных для организации контроля температуры среды в УЛР,
уровня охлаждающей воды в бетонной шахте, наличия воды в бе-
тонной шахте при нормальной эксплуатации.
Наполнитель УЛР в основном состоит из композиции оксидов
железа и алюминия. Он позволяет снизить температуру ликвиду-
са (плавления) вытекающего из корпуса реактора кориума более
164
Чехлы КИП
Трубы отвода пара
Плита нижняя
Трубы подачи
воздуха ОСЗ
Металлоконструкция
фермы-консоли
Коридор
вентиляционный
Теплоизоляция
фермы-консоли
Площадка
обслуживания
Тепловая защита
фланца-корпуса
Тяга
Фиксатор
Металлоконструкция
корпуса
Опора
Коридор
технологический
Крышка люка-лаза
Блок кассет V-типа
Блок кассет IV-типа
Блок кассет III-типа
Блок кассет II-типа
Блок кассет I-типа
Рис. 3.28. Устройство локализации расплава активной зоны АЭС-2006 (РУ В-392М)
165
чем на 800 °C. Обеспечивает объемное рассредоточение расплава
в пределах корпуса УЛР и предназначен для разбавления кориу-
ма в целях уменьшения объемного энерговыделения и увеличения
поверхности теплообмена. Подкритичность расплава в УЛР обе-
спечивается за счет добавок гадолиния в жертвенный материал
(~2%).
Для предотвращения обрушения стен бетонной шахты и узла
крепления реактора под действием теплового излучения с по-
верхности расплава, а также для ускорения его расхолаживания
на поверхность кориума, находящегося в корпусе УРЛ с опорами,
дополнительно подается охлаждающая вода из колодцев шахты
ревизии ВКУ по трубопроводам, расположенным в ферме-кон-
соли. Вода на кориум подается в ручном режиме через 30 минут
после разрушения корпуса реактора. Разрушение корпуса реакто-
ра и поступление кориума в УЛР диагностируется по повышению
температуры или отказам датчиков.
При тяжелых запроектных авариях (течь первого контура с пол-
ной потерей электроснабжения, в том числе дизель-генераторов)
для охлаждения теплообменника на блоках НВАЭС-2 использует-
ся вода из приямка защитной оболочки, поступающая туда в ре-
зультате истечения из первого контура, при этом в приямок через
течь первого контура, помимо содержимого трубопроводов ГЦК,
поступает вода гидроемкостей САОЗ. Также используется вода
бассейна выдержки. Так как объем аварийного запаса раствора
борной кислоты, хранящийся в БВ, в этом случае не был исполь-
зован активными системами САОЗ, то вода сливается по пред-
усмотренному для этих целей трубопроводу. При этом оператор
с БПУ (РПУ) открывает электроприводные задвижки, которые
также имеют питание от системы аварийного электроснабжения
(от аккумуляторных батарей). Суммарный объем воды в приямке
и на полу контейнмента составляет более 1500 м
3
.
После попадания кориума в УЛР температура стенок корпу-
са УЛР постепенно повышается и начинается процесс охлажде-
ния корпуса УЛР за счет естественной конвекции. Образующийся
пар, поднимаясь вверх, выходит в объем гермооболочки по кана-
лам сброса пара, которые расположены в ферме-консоли и в стене
шахты реактора. Начинается режим длительного охлаждения рас-
166
плава. Образующийся пар в гермообъеме частично конденсирует-
ся, конденсат поступает в приямок, связанный с шахтой реактора,
снова на охлаждение УЛР.
Через 2–3 часа после поступления кориума в УЛР срабатывают
пассивные клапаны подачи воды сверху на кориум внутрь корпуса
УЛР, обеспечивающие поступление охлаждающей воды из шахты
реактора, в которой расположен корпус УЛР.
Проектом предполагается, что в течение 24 часов будут пред-
приняты организационные меры, направленные на восстановле-
ние работоспособности хотя бы одного канала системы аварийного
и планового расхолаживания первого контура и охлаждения БВ.
После восстановления электропитания циркуляция воды осу-
ществляется насосами системы аварийного и планового расхола-
живания. Отвод тепла от кориума происходит в теплообменниках
этой системы. В таком режиме кориум может сохраняться в ло-
вушке в безопасном состоянии длительное время.
3.7.2. Проект ЛАЭС-2
В проекте ЛАЭС-2 для управления тяжелыми авариями пред-
усмотрены следующие технические средства:
• система удаления водорода из защитной оболочки;
• устройство локализации расплава активной зоны (кон-
струкция УЛР ЛАЭС-2 аналогична конструкции УЛР
НВАЭС-2);
• система пассивного отвода тепла от защитной оболочки;
• система аварийного использования воды из шахт ревизии
ВКУ.
Система удаления водорода
иззащитной оболочки ЛАЭС-2
Система удаления водорода из защитной оболочки предназна-
чена для обеспечения водородной взрывобезопасности в зоне ло-
кализации аварии во время проектных и запроектных аварий.
Технологическая схема системы представляет собой распреде-
ление рекомбинаторов водорода, объединенных в восемь техно-
логических групп, по помещениям зоны локализации аварии.
167
В состав системы входит 44 пассивных автокаталитических ре-
комбинатора водорода фирмы AREVA:
• FR90/1-1500 (28 единиц);
• FR90/1-750Т (16 единиц).
Суммарная производительность системы при давлении 0,15
МПа и объемной концентрации водорода 4% составляет прибли-
зительно 188 килограмм водорода в час.
Система отвода тепла отзащитной оболочки
ЛАЭС-2 (СПОТ ЗО)
Система пассивного отвода тепла от защитной оболочки отно-
сится к техническим средствам преодоления ЗПА и предназначена
для длительного (автономный режим — не менее 24 часов) отвода
тепла от защитной оболочки при запроектных авариях. СПОТ ЗО
в проектах РУ В-392М (НВАЭС-2, КуАЭС-2) и РУ В-320 (ВВЭР-
1000) отсутствует.
Система обеспечивает снижение и поддержание в заданных
проектом пределах давление внутри защитной оболочки и отвод
конечному поглотителю тепла, выделяющегося под защитную
оболочку, при запроектных авариях, включая аварии с тяжелым
повреждением активной зоны.
Функционирование системы основано на пассивных прин-
ципах и не требует для запуска в работу подвода извне электро-
энергии и управляющих воздействий. СПОТ ЗО состоит из 4
полностью независимых один от другого каналов производитель-
ностью 4×33,3%.
Каждый канал включает в себя четыре теплообменника-кон-
денсатора, соединенных трубопроводами c баками аварийного от-
вода тепла СПОТ ПГ (рис. 3.29).
Система аварийного использования воды
изшахты ревизии ВКУ ЛАЭС-2
Система предназначена:
• для заполнения водой помещения УЛР с отм. 0,00 (при
проектных авариях, связанных с потерей теплоносителя)
или из баков-приямков (при запроектных авариях, связан-
ных с плавлением активной зоны реактора);
168
• для подачи в баки-приямки защитной оболочки 42% рас-
твора щелочи NaOH с целью снижения скорости образова-
ния летучих форм йода внутри защитной оболочки;
• для подачи борированной воды из шахты ревизии ВКУ
в устройство локализации расплава при тяжелых авариях
с выходом расплава за пределы корпуса реактора.
Автоматический ввод в работу системы по сигналам УСБ
не предусмотрен, управление электроприводной арматурой си-
стемы производит оператор с мозаичной панели запроектных ава-
рий, расположенной на БПУ (РПУ).
Проектом предусмотрен следующий алгоритм действий опе-
ратора БПУ. При достижении температуры парогазовой смеси
на выходе из ТВС больше предельного значения (600 °С) оператор
обязан открыть арматуру на трубопроводах, соединяющих поме-
щение УЛР с баками-приямками (рис. 3.30).
При достижении мощности дозы гамма-излучения в атмо-
сфере защитной оболочки 100 Гр/ч (данная мощность дозы сви-
детельствует о плавлении порядка 5% топлива в активной зоне)
оператор должен подать раствор щелочи из бака системы приго-
товления и подачи химреактивов в баки-приямки ЗО. Объем бака
составляет 15 м
3
, расход от насоса 30 м
3
/ч.
Рис. 3.29. Размещение оборудования СПОТ ЗО по высоте. Проект В-491
(ЛАЭС-2)
169
При достижении температуры в подреакторном пространстве
400 °С на панели ЗПА срабатывает сигнализация, информирую-
щая оператора о начале выхода расплава. Через 3 часа после этого
оператор должен открыть арматуру на линии подачи воды из шах-
ты ревизии ВКУ в корпус УЛР. Вода подается на поверхность рас-
плава с расходом ≈ 3 кг/с. Запаса воды в шахте ревизии хватает
на 24 часа непрерывной подачи на расплав.
Отвод остаточных тепловыделений от расплава активной зоны
осуществляется путем кипения воды в помещении УЛР. Пар
из помещения УЛР поднимается в верхнюю часть ЗО, где кон-
денсируется на теплообменной поверхности СПОТ ЗО. Далее
конденсат собирается в баках приямках ЗО и пассивно подается
обратно в помещение УЛР. Для дальнейшего теплоотвода от УЛР
и контеймента за пределами 24 часов проект предусматривает:
• заполнение шахты ревизии ВКУ от насоса спринклерной
системы (см. рис. 3.30);
• аварийную подпитку бака аварийного отвода тепла от высо-
конапорной дизельной насосной установки.
Рис. 3.30. Схема аварийного использования воды из шахты ревизии ВКУ
(ЛАЭС-2)
170
Список рекомендуемой литературы кглаве 3
1. Расплав. Удержание расплавленных материалов активной зоны во-
доохлаждаемых реакторов [проекты Агентства по ядерной энергии
Организации экономического сотрудничества и развития (OECD
NEA) RASPLAV и MASCA (1994–2006)] / Под ред. В.Г. Асмолова,
А.Ю. Румянцева, В.Ф. Стрижова. — М. : Концерн Росэнергоатом,
2018. — 576 с.
2. Иванов В.А. Эксплуатация АЭС. — СПб.: Энергоатомиздат, 1994. —
384 с.
3. Бахметьев А.М. Основы безопасности ядерных энергетических
установок. — Нижний Новгород: Издательство НГТУ, 2006. — 172 с.
4. Адамов Е.О. Машиностроение ядерной техники. Книга 1 — М.: Ма-
шиностроение, 2005. — 959 с.
5. Адамов Е.О. Машиностроение ядерной техники. Книга 2 — М: Ма-
шиностроение, 2005. — 943 с.
6. «Общие положения обеспечения безопасности атомных станций»
НП-001-15, — Москва 2016 — 55 с.
7. Поваров В.П., Украинцев В.Ф., Стацура Д.Б., Гусев И.Н., Плато-
нов П.Д., Тучков М.Ю., Системы безопасности АЭС-2006. — Воро-
неж: АО «Воронежская областная типография — издательство им.
Е.А. Болховитинова», 2020, —539 с.
8. Поваров В.П., Платонов П.Д., Украинцев В.Ф., Горшков В.И., Во-
ронцов В.И., Яуров С.В., Стацура Д.Б., Оборудование и техноло-
гические системы нормальной эксплуатации ядерной установки
в проекте АЭС-2006. — Воронеж: Кварта, 2023. — 780 с.
9. Поваров В.П., Павлов Л.П., Ширяев Д.А., Самодеенко А.А., Вязни-
ков С.В., Синюков Д.С., Ребриков Д.И., Автоматзированная система
управления технологическим процессом АЭС-2006 Часть 1 — Воро-
неж: Диамат, 2022. — 565 с.
10. Поваров В.П., Павлов Л.П., Ширяев Д.А., Самодеенко А.А., Вязни-
ков С.В., Синюков Д.С., Ребриков Д.И., Автоматзированная система
управления технологическим процессом АЭС-2006 Часть 2 — Воро-
неж: Диамат, 2022. — 464 с.
11. Поваров В.П., Украинцев В.Ф., Жук М.М., Экспериментальные
исследования нейтронно-физических процессов в активной зоне
ВВЭР-1200. Научно-практическое пособие — Нововоронеж: ООО
РПГ «Девятое облако», 2021. — 264 с.
12. С.А. Андрушечко, Б.Ю. Васильев, К.Б. Косоуров, Ю.М. Семченко,
А.Ю. Кучумов, В.Ф. Украинцев, Б.Ю. Фаворов. ВВЭР-1200 Эволю-
ция классики. Физические основы эксплуатации, системы и эле-
менты, ядерное топливо, безопасность. — М. — Логос, 2019. — 672 с.
Соседние файлы в папке Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс)