Добавил:
okley
Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз:
Предмет:
Файл:Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс) / 177_Атомные электростанции с реакторами типа ВВЭР_PWR
.pdf
Глава 3. АЭС с реакторными установками PWR поколения III+
390
В холодную ветку
петли № 1
RIS
В холодную ветку
петли № 2
RIS
В холодную ветку
петли № 3
RIS
Система подпитки-продувки
1 контура
RCV
Бак запаса
бора
RBS [EBS]
Бак запаса
бора
RBS [EBS]
Бак запаса
бора
RBS [EBS]
Насос
аварийного
ввода бора
RBS [EBS]
Насос
аварийного
ввода бора
RBS [EBS]
Насос
аварийного
ввода бора
RBS [EBS]
Канал СБ
А
Канал СБ
B
Канал СБ
C
Герметичная оболочка (BRA)
Здания систем безопасности
© Яуров С.В.
. 3.107. Принципиальная схема системы аварийного ввода бора HPR1000
[RBS (EBS)]
Клапан
RCVRCV
В резервуар запаса
воды в оболочке
(IRWST)
В холодную нитку
петли первого контура
Насос
ввода
бора
Расходный
бак запаса
бора
. 3.106. Упрощенная схема канала системы аварийного ввода бора HPR1000 [RBS
(EBS)] (RCV – система подпитки-продувки 1 контура)
3.4. HPR1000 — реактор под давлением «Дракон»
391
Каждый из них состоит из одного аварийного бака борной кислоты, од-
ного поршневого насоса и соединительных линий. Поршневой насос впры-
скивает раствор борной кислоты в линии холодной нитки петли контура
RCP (RCS). Система RBS (EBS) использует для ввода бора в первый контур
RCP (RCS) ту же линию, что и система RIS (SIS).
Аварийнаясистемапитательнойводы[ASG(EFWS)]используется, когда
обычные системы питательной воды нормальной эксплуатации недоступ-
ны. ASG (EFWS) должна обеспечивать аварийную питательную воду для
второго контура ПГ, чтобы удалять остаточное тепло. ASG состоит из трех
независимых каналов (рис. 3.108). Каждый канал состоит из одного резерву-
ара для воды, одного аварийного насоса питательной воды, а также клапа-
нов и соединительных линий.
Для обеспечения электропитания активных систем безопасности
предусмотрено несколько источников аварийного электроснабжения, со-
стоящих из трех каналов аварийных дизельных генераторов (EDG), двух
стационарных дизельных генераторов на случай аварии с полной потерей
электроэнергии (SBO DG), мобильного дизельного генератора, а также ак-
кумуляторов большой емкости и мобильных источников питания для повы-
шения надежности и независимости электроснабжения.
Системапассивногоотводатеплавторогоконтура[ASP(SPHRS)] предна-
значена для отвода тепла от парогенераторов в условиях полной потери нор-
мальной питательной воды из основной системы питательной воды [ARE
(MFFCS)], а также в условиях, когда аварийная система питательной воды
[ASG (EFWS)] выходит из строя. ASP (SPHRS) выполняет функцию безо-
пасности за счет естественной циркуляции, а также служит резервным сред-
ством отвода остаточного тепла второго контура (рис. 3.109).
При выходе из строя систем ASG (EFWS) или VDA (ASDS) система ис-
пользуется для пассивного отвода остаточного тепла активной зоны реакто-
ра со стороны второго контура во время проектных аварий. Кроме того, ASP
(SPHRS) может подавать подпиточную воду в бассейн отработавшего то-
плива, когда все линии охлаждающего контура системы охлаждения и под-
питки бассейна выдержки топлива [PTR (FPCTS)] выходят из строя.
ASP (SPHRS) состоит из трех идентичных линий охлаждения, каждая
из которых обслуживает один ПГ. Каждая линия состоит из одной впускной
трубы пара, одного конденсатора, подающих труб и связанных с ними кла-
панов. Конденсатор погружен в резервуар для воды, который расположен
на внешней стене здания реактора (рис. 3.109).
Работа системы выполняется в пассивном режиме с использованием
естественной циркуляции. Резервуар для воды, в который погружены кон-
денсаторы, расположен выше, чем горячий источник (ПГ). Разница в плот-
ности воды между паропроводом и конденсатопроводом и разница высот
может обеспечить достаточную движущую силу для естественной цирку-
Глава 3. АЭС с реакторными установками PWR поколения III+
392
Бак запаса
аварийной
питательной
воды
ASG
Насос подачи
аварийной
питательной
воды (ASG)
Канал СБ
А
Канал СБ
B
Канал СБ
C
Герметичная оболочка
Здания систем безопасности
ПГ № 1
SG-1
Бак запаса
аварийной
питательной
воды
ASG
Бак запаса
аварийной
питательной
воды
ASG
Насос подачи
аварийной
питательной
воды (ASG)
Насос подачи
аварийной
питательной
воды (ASG)
От системы пассивного
отвода тепла от 2 контура (ASP)
От системы пассивного
отвода тепла от 2 контура (ASP)
ПГ № 2
SG-2
ПГ № 3
SG-3
От системы пассивного
отвода тепла от 2 контура (ASP)
От системы пассивного
отвода тепла от 2 контура (ASP)
От системы пассивного
отвода тепла от 2 контура (ASP)
От системы пассивного
отвода тепла от 2 контура (ASP)
© Яуров С.В.
. 3.108. Принципиальная схема аварийной системы питательной воды ПГ
HPR1000 [ASG (EFWS)]
. 3.109. Принципиальная схема системы
пассивного отвода тепла второго контура
HPR1000 [ASP (SPHRS)]
Конденсатор
Теплообменник
ПГ
Аварийная
пит. вода
3.4. HPR1000 — реактор под давлением «Дракон»
393
ляции. Первичная теплота, передаваемая второму контуру ПГ, отводится
в резервуар для воды ASP (SPHRS) и, сбрасывается в атмосферу путем испа-
рения воды в резервуаре.
Система отвода тепла в защитной оболочке [EHR (CHRS)] разработана
как специализированная система смягчения последствий тяжелых аварий.
Чтобы понизить давление и сохранить целостность защитной оболочки,
EHR (CHRS) отводит тепло из пространства защитной оболочки в резерву-
ар для хранения борированной воды в защитной оболочке (IRWST) путем
распыления этой воды в защитной оболочке. Во время тяжелых аварий EHR
(CHRS) впрыскивает достаточное количество борированной воды в шахту
реактора для внешнего охлаждения корпуса реактора RPV, ограничивающе-
го расплавленный кориум активной зоны в корпусе реактора (RPV), и ох-
лаждает воду в резервуаре IRWST, передавая остаточное тепло от IRWST
к основному теплообменнику. EHR (CHRS) состоит из подсистем, функции
которых включают распыление в защитной оболочке, обратную промывку
сетчатого фильтра, принудительный впрыск воды в шахту реактора и пас-
сивный сброс воды в шахту реактора. За исключением подсистемы пассив-
ного сброса воды в шахту реактора, каждая из других подсистем имеет две
идентичные линии, которые физически разделены (рис. 3.110).
Подсистема пассивного сброса воды в шахту реактора состоит из од-
ного резервуара, расположенного внутри защитной оболочки на возвыше-
нии, превышающем уровень реакторной шахты, трубопроводов и клапанов
на выходе из резервуара, соединенного с реакторной шахтой.
Системааварийнойфильтрацииисбросадавленияиззащитнойоболочки
[EUF(CFES)] — это специальная система смягчения последствий тяжелых
аварий, которая предназначена для снижения риска избыточного давле-
ния в защитной оболочке в случае отказа системы отвода тепла в защитной
оболочке. В случае внутреннего избыточного давления из-за гипотетиче-
ских последствий серьезных аварий EUF (CFES) сбрасывает давление
из защитной оболочки и минимизирует неизбежные выбросы активности
в окружающую среду. Основным компонентом EUF (CFES) является про-
мывочная установка, которая состоит из двух отдельных фильтрующих со-
судов
Дополнительная система охлаждения (ECS [ECS]) выполнена как ди-
версифицированный теплообменник, который удаляет остаточные тепло-
выделения активной зоны и отработавшего топлива в бассейнах выдержки
в условиях тяжелых аварий (например, полная потеря охлаждения и от-
ключение электроэнергии). ECS (ECS) состоит из двух одинаковых кана-
лов (рис. 3.111). Каждый канал содержит контур охлаждения терминала,
включающий циркуляционный насос, фильтр, комплект градирен с меха-
нической тягой и промежуточный контур охлаждения, включающий проме-
жуточный циркуляционный насос, теплообменник, расширительный бак.
Глава 3. АЭС с реакторными установками PWR поколения III+
394
В систему охлаждения
бассейна выдержки
PTR
Канал СБ
А
Канал СБ
B
Канал СБ
А
Теплообменник
Теплообменник
Канал СБ
B
Впускные фильтры приямка
Насос
Насос
Бак пассивного залива
шахты реактора
Спринклеры
От системы
охлаждения
бассейна
выдержки
PTR
В резервуар (бак) для
хранения реакторной
воды в защитной
оболочке
IRWST
В систему
охлаждения
бассейна выдержки (PTR)
В систему
охлаждения
бассейна выдержки (PTR)
Реактор
Шахта
реактора
Герметичная оболочка
Спринклеры
© Яуров С.В.
. 3.110. Принципиальная схема системы отвода тепла в защитной оболочке HPR1000 [EHR (CHRS)]
3.4. HPR1000 — реактор под давлением «Дракон»
395
Система
охлаждения
бассейна
выдержки
PTR
Система отвода
тепла в
защитной
оболочке
EHR [CHRS]
Градирня
Теплообменник
Фильтр
Циркуляционный
насос
Промежуточный
циркуляционный
насос
Расширительный
бак
Система
охлаждения
бассейна
выдержки
PTR
Система отвода
тепла в
защитной
оболочке
EHR [CHRS]
Градирня
Теплообменник
Фильтр
Циркуляционный
насос
Промежуточный
циркуляционный
насос
Расширительный
бак
Канал СБ
А
Канал СБ
B
Здание систем
безопасности
канала А
Здание
хранилища
топлива
Здание систем
безопасности
канала B
Здание
хранилища
топлива
© Яуров С.В.
. 3.111. Принципиальная схема дополнительной системы охлаждения HPR1000 [ECS (ECS)]
Глава 3. АЭС с реакторными установками PWR поколения III+
396
Реактор
ПГ
КД
ГЦН
Теплообменник
Насос
IRWST
In-Vessel
Retention
Tank
. 3.112. Схема аварийного заполнения реакторной шахты иохлаждения корпуса
реактора [ECS (ECS)] РУ HPR1000
Вода, хранящаяся в бассейне градирни, перекачивается циркуляцион-
ными насосами, подается в трубопровод орошения градирни через теплооб-
менник и распыляется через разбрызгиватели.
Стратегия удержания расплава активной зоны (кориума) активной зоны
вкорпусе реактора (IVR).После тяжелой аварии активная зона может рас-
плавиться из-за недостаточного охлаждения, и кориум (расплав компо-
нентов активной зоны) стечет в днище корпуса реактора. Из-за того, что
температура кориума значительно выше температуры плавления металла
корпуса, он будет проплавлен насквозь, и может произойти ряд серьезных
аварийных последствий, таких как выброс расплава под высоким давлением
и прямой нагрев защитной оболочки, паровой взрыв и разрушение бетон-
ных конструкций под воздействием расплава, взрыв водорода, образовав-
шегося в результате пароциркониевой реакции.
Для сохранения целостности корпуса реактора в проекте HPR1000 была
внедрена стратегия удержания расплава активной зоны (кориума) в корпусе
реактора (IVR). В шахту реактора пассивно заливается не только охлаждаю-
щая вода из резервуара для воды IVR, но также активно закачивается вода
из IRWST в реакторную шахту, чтобы охладить внешнюю часть корпуса ре-
актора и отвести тепло (рис. 3.112).
Система заполнения реакторной шахты состоит из двух нагнетатель-
ных трубопроводов: пассивного сливного трубопровода и трубопровода
активной закачки. Пассивные линии IVR подают воду из резервуара IVR,
а при активном режиме насос закачивает воду из IRWST. Когда температу-
ра на выходе из реактора достигает 650 °C, операторы вручную открывают
3.4. HPR1000 — реактор под давлением «Дракон»
397
пассивные запорные клапаны линии слива в течение 20 минут. Запорные
клапаны могут быть запитаны от собственных батарей источника беспере-
бойного питания (ИБП), чтобы гарантировать работоспособность даже если
системы надежного питания выйдут из строя. Пассивный слив не требует
питания от сети переменного тока и состоит из двух фаз: фазы с большим
расходом для затопления полости в течение получаса и малый расход фазы
для компенсации испарения воды. Когда бак IVR опустеет, вода закачивает-
ся в шахту из емкости IRWST.
- HPR1000
Планировка площадки блока HPR1000 учитывает требования к вну-
тренней и внешней защите от опасностей. Здания, в которых находятся ре-
зервные каналы безопасности, разделены на разные отсеки. Каждый канал
отделен от других бетонными стенами и плитами, чтобы предотвратить вну-
тренние опасности, такие как внутренний пожар, затопление и взрыв, рас-
пространяющиеся от других каналов. Также принимаются и другие меры,
такие как пространственное разделение и защитные устройства, чтобы све-
сти к минимуму неблагоприятное взаимодействие, возникающее в резуль-
тате внутренних опасностей.
Защита от внешних опасностей для систем внутри здания реализуется
массивными внешними зданиями и крышами (рис. 3.113). Пространственное
разделение также применяется для резервных зданий, чтобы предотвратить
BPB
BMX
BSC
BSB
BDB/BDV
BWX
BNX
BFX
BEJ
BPA
BPW
BSA
BRX
BEX
BDA/BDC/BDU
. 3.113. Общий вид площадки для одного блока HPR 1000
Глава 3. АЭС с реакторными установками PWR поколения III+
398
потерю более одного канала безопасности от одной общей внешней опасно-
сти (например, крушения коммерческого самолета). Типичный план и об-
щий вид площадки для одного блока HPR1000 показан на рис. 3.113, 3.114.
1 – здание реактора (BRX);
2 – топливный корпус (BFX);
3 – вспомогательное здание (BNX);
4 – здание систем безопасности A (BSA);
5 – здание систем безопасности B (BSB);
6 – здание систем безопасности C (BSC);
7 – здание доступа персонала (BPX);
8 – аварийный дизель-генератор здание A
(BDA);
9 – аварийный дизель-генерат
ор здание B
(BDB);
10 – аварийный дизель-генератор здание C
(BDC);
11 – здание дизель-генератор для канала
СБ A (BDU SBO);
12 – здание дизель-генератор для канала
СБ B (BDV SBO);
13 – здание по перерабо
тке радиоактивных
отходов (BWX);
14 – здание дополнительной системы
охлаждения и системы пожаро
тушения
(BEJ);
15 – здание турбогенератора (BMX);
16 – насосная станция для основной
технической воды A (BPA);
17 – насосная станция для основной
технической воды B (BPB);
18 – насосная станция оборотной воды (BPW);
19 – здание доступа к оборудованию (BEX);
20 – основные здания технического
водоснабжения (BGA/BGB/BGC);
21 – эстакада дренажных трубопроводов
(BGL/BGM/BGN);
22 – эстакада дизельных зданий
(BGH/BGI/BGJ).
Здания ядерного острова
14
2
3
13
8
10
11
22
4 1
5
19
7
12
9
21
4
6
5
22
21
21
22
15
20
20
16
18
17
. 3.114. Типичная компоновка зданий площадки для одного блока HPR 1000
Заключение кглаве 3
399
3
В реакторных установках PWR поколения III+ усилия разработчиков,
так же как и в проектах ВВЭР, направлены на расширяющееся применение
пассивных принципов в системах безопасности наряду с эволюционным
подходом к проектированию, учитывающий предыдущий опыт создания РУ
с определенным оптимальным подбором систем безопасности.
В некоторых проектах предусмотрена концепция применения преиму-
щественно пассивных СБ (например, AP1000).
В зарубежных АЭС АР1000, HPR1000, APR1400 система удержания рас-
плава активной зоны предусматривает затопление шахты и корпуса реакто-
ра водой. В EPR-1600 и в нереализованном проекте EU APR1400 в случае
запроектной аварии с проплавлением корпуса реактора расплавом активной
зоны стратегия управления аварией заключается в допущении растекания
кориума по специальному поддону, который в дальнейшем охлаждается во-
дой из баков внутри оболочки.
Реализованы проекты РУ с применением систем безопасности от двух
(с внутренним резервированием) до четырех физически независимых каналов.
Зарубежные разработчики применили в своих проектах ТВС типа «ква-
драт». Парогенераторы с самых первых проектов PWR — вертикального
типа. Холодные и горячие патрубки корпуса реактора в PWR находятся на
одном уровне — разделение «горячего» и «холодного» теплоносителя реали-
зовано за счет конструктивных особенностей внутрикорпусных устройств.
Как следствие, компоновка основного оборудования РУ PWR и архитектур-
но-строительные решения зданий «ядерного острова» могут существенно
отличаться от проектов ВВЭР.
В зарубежных PWR поколения III+ компоновки РУ и основного обо-
рудования, как и идеология построения систем безопасности, между собой
различаются с сохранением общих подходов к проектированию и конструк-
ции отдельных систем.
3
Раздел3.1.AP1000
1. AP1000 Pre-Construction Safety Report. UKP-GW-GL-732 Revision 2,
Westinghouse Electric Company LLC. 2009. (E)
2. AP1000 European Design Control Document, EPS-GW-GL-700 Rev. 1.
Westinghouse Electric Company, December 2009. (E)
3. AP1000 Design Control Document. Tier 1 Material. ML11171A&&& Revision 19.
Westinghouse Electric Company LLC. 02.2011. (E)
4. WEC, UKP-GW-GL-790, Rev. 2, UK AP1000 Environment Report, December
2009. (E)
Соседние файлы в папке Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс)