диплом - копия

Таблица 4.12. Нейтронно-физические характеристики активной зоны

С целью обоснования правильности выбора конфигурации и количества каналов аварийной подпитки первого контура с насосом низкого давления,

внедряемых в систему САОЗ при модернизации, были выполнены следующие варианты расчетного анализа, которые представлены в таблица 4.13.

В первом приближении было принято, что каналов аварийной подпитки первого контура с насосом низкого давления – два. Поэтому при принятом согласно [5] единичном отказе одного активного элемента (дизель – генератора) в

работе остается один канал аварийной подпитки с насосом низкого давления. Для данных вариантов полагалось, что этот оставшийся в работе канал подает борный раствор в «течь».

Таблица 4.13. Выбор расчетных вариантов

4.2.4. Анализ результатов расчета модернизированной системы САОЗ

4.2.4.1. Анализ расчета по варианту 1

Хронологическая последовательность событий в режиме по варианту 1 с

разрывом холодной нитки ГЦТ полным сечением на входе в реактор приведена в таблице П2.8. (приложение 2).

На рис. П2.1. и рис. П2.2. (приложение 2) представлены изменения температуры оболочек твэлов в рассматриваемом режиме течи теплоносителя первого контура Ду 500 из холодной нитки по варианту 1.

В результате течи теплоносителя первого контура эквивалентным диаметром Ду 500 при разрыве ГЦТ на входе в реактор происходит резкое падение давления в первом контуре, что приводит к достижению сигналов АЗ-1 и

САОЗ по факту снижения давления на выходе из реактора.

Вследствие наложения полного обесточивания на начало исходного события отключается и не работает оборудование систем нормальной эксплуатации, закрываются СК ТГ, ГЦН после их отключения переходят в режим

выбега, происходит старт автоматики АСП и ДГ, а после разворота ДГ подключение потребителей в соответствии со схемой ступенчатого пуска.

Аварийный процесс с разрывом холодной нитки ГЦТ условно можно разделить на три стадии:

-первая стадия – стадия с быстрым снижением давления в первом контуре;

-вторая стадия – стадия повторного залива активной зоны реактора;

-третья стадия – стадия длительного расхолаживания.

Первая стадия начинается с момента разрыва ГЦТ, характеризуется выбросом из первого контура значительных количеств воды в виде недогретой жидкости в первый момент аварии и пароводяной смеси в последующие моменты и заканчивается выравниванием давления в первом контуре и давления в герметичных помещениях РУ, с одновременным практически полным обезвоживанием реактора. В результате, на первых секундах аварии, перепад давления на активной зоне становится отрицательным. Это приводит к изменению направления потока теплоносителя в активной зоне на обратное.

В момент смены направления потока теплоносителя на начальной стадии аварии при высоком уровне тепловыделений в активной зоне происходит вскипание теплоносителя в активной зоне, резкое ухудшение теплоотвода с поверхности твэлов, переходящее в кризис теплообмена в активной зоне. Это приводит к росту температуры оболочек твэлов за счет аккумулированного в топливе тепла. Обезвоживание реактора вызывает разогрев активной зоны за счет остаточных тепловыделений. В рассматриваемом варианте 1 максимальная температура оболочек наиболее теплонапряженных твэлов на данном этапе кратковременно достигает своего максимального значения 710°С (рис. П2.1 и

рис. П2.2.). Разгерметизации твэлов и превышения предельного значения (18 %)

эквивалентной степени окисления оболочки твэлов в данном варианте аварии с гильотинным разрывом ГЦТ на входе в реактор не прогнозируется. Первая стадия аварийного процесса заканчивается моментом срабатывания ГЕ САОЗ. При падении давления в реакторе менее 3,0 МПа на 17,9 с срабатывают ГЕ САОЗ.

Подача воды от ГЕ САОЗ обеспечивает залив активной зоны и постепенно улучшается процесс охлаждения активной зоны. Это приводит к снижению максимальной температуры оболочек твэлов.

Вторая стадия аварии – стадия повторного залива активной зоны. После опорожнения гидроемкостей охлаждение активной зоны осуществляется за счет подачи борного раствора насосами аварийной подпитки первого контура высокого и низкого давления. Вторая стадия заканчивается прекращением кризиса теплообмена в активной зоне и практически полным заполнением активной зоны водой.

Третья стадия аварии – стадия длительного расхолаживания, характеризуется полным заполнением реактора до уровня входных патрубков и отводом тепла от металлоконструкций первого и второго контура.

Расчет закончен на 1800 с процесса.

4.2.4.2. Анализ расчета по варианту 2

Целью расчета по варианту 2 с разрывом холодной нитки ГЦТ полным сечением на входе в реактор являлась проверка возможности охлаждения активной зоны при исключении из состава активной части САОЗ одного канала аварийной подпитки первого контура с насосом низкого давления. Поэтому для варианта 2 вместо подачи борного раствора от насоса аварийной подпитки первого контура низкого давления моделировалась подача борного раствора в неотключаемые части горячих ниток расчетных петель 1 и 2 от двух каналов аварийной подпитки первого контура высокого давления энергоблока № 3. При этом ставилась задача определить максимальную задержку в подаче борного раствора от этих дополнительных каналов аварийной подпитки высокого давления таким образом, чтобы максимальное значение температуры оболочки твэлов не превысило критериального значения.

Было установлено, что даже при одновременной подаче борного раствора в первый контур от штатного канала аварийной подпитки первого контура

высокого давления и от двух каналов аварийной подпитки первого контура высокого давления энергоблока № 3, происходит нарушение приемочного критерия.

Хронологическая последовательность событий в режиме по варианту 2 с разрывом холодной нитки ГЦТ полным сечением на входе в реактор приведена в таблица П2.9. (приложение 2)

На рис. П3.3. и рис. П3.4. представлены изменения температуры оболочек твэлов в рассматриваемом режиме течи теплоносителя первого контура Ду 500 из холодной нитки по варианту 2.

Установлено, что даже при подаче борного раствора в первый контур от двух каналов с насосами высокого давления энергоблока № 3 одновременно с подачей борного раствора от штатного канала происходит нарушение не только приемочного критерия, но и максимального проектного предела повреждения твэлов.

Таким образом, наличие трех каналов с насосами аварийной подпитки низкого давления является существенно необходимым для обеспечения охлаждения активной зоны при гильотинном разрыве холодной нитки ГЦТ на входе в реактор.

4.2.5. Результаты модернизации системы САОЗ

Результаты расчета показали, что предложенная гидравлическая схема подачи борного раствора от ГЕ САОЗ и от насосов аварийной подпитки первого контура высокого и низкого давления обеспечивает выполнение определяющих приемочных критериев охлаждения активной зоны реактора при исходном событии с гильотинным разрывом ГЦТ полным сечением.

Установлено, что наличие третьего канала активной системы аварийной подпитки первого контура с насосом низкого давления является существенно необходимым с точки зрения возможности охлаждения активной зоны при аварии с гильотинным разрывом ГЦТ.

Результаты теплогидравлического анализа показывают непревышение температурой оболочек твэлов значения 800 С. На основании анализа результатов работ [7, 8] , выполненных для энергоблоков № 3 и № 4 Кольской АЭС (проект РУ В-213), в которых рассмотрено поведение твэлов в аварии с исходным событием «Разрыв ГЦТ Ду 500 мм», с достижением максимальных температур оболочек твэлов около 830°С, можно сделать предварительное заключение, аналогичное сделанному ФГУП ВНИИНМ для энергоблоков № 3 и № 4 Кольской АЭС – разгерметизации исходно герметичных твэлов и превышения предельного значения (18%) эквивалентной степени окисления оболочки твэлов в данной аварии не прогнозируется. Характер изменения параметров теплоносителя в реакторе и условия эксплуатации самих твэлов в рассматриваемой аварии можно считать качественно совпадающими с протеканием аналогичной аварии для РУ ВВЭР-440 проекта В-213.

Таким образом, показано, что предложенная конфигурация систем безопасности позволяет обеспечить охлаждение активной зоны в рассмотренном режиме.

4.3.Модернизация системы локализации аварии (СЛА)

4.3.1. Общие положения. Требования к ЛСБ

Локализующие системы безопасности (ЛСБ) предназначены для предотвращения или ограничения распространения выделяющихся при авариях радиоактивных веществ и ионизирующего излучения за предусмотренные проектом границы и выхода их в окружающую среду.

Согласно требованиям СП АС-03 «Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций» (п. 5.24) [9] «На АС, проекты которых утверждены до введения в действие НРБ-99 (01 января 2000 г.), последствия проектной радиационной аварии по величинам выбросов и сбросов радиоактивных веществ в окружающую среду не должны приводить к дозам облучения населения, требующим принятия обязательных мер по его защите в

начальном периоде радиационной аварии, т.е. дозы облучения лиц из населения не должны превышать верхний уровень значений (уровень «Б»),

регламентированный таблицей 6.3. НРБ-99»

В новую редакцию СанПиН 2.6.1.2523-09 "Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009)" (1 сентября 2009 г.) таблица 6.3 НРБ-99 перешла без изменений.

Принятие решений о мерах защиты населения в случае крупной радиационной аварии с радиоактивным загрязнением территории проводится на основании сравнения прогнозируемой дозы, предотвращаемой защитным мероприятием с уровнями А и Б в соответствии с НРБ-99/2009, приведенными в таблице 6.3.

Таблица 6.3 НРБ-99/2009 Критерии для принятия неотложных решений в начальном

периоде радиационной аварии

Таким образом, для продления срока службы 4 блока НВАЭС сверх 45 лет необходимо повысить его безопасность в части радиационного воздействия на население при переведенной из категории запроектной в категорию проектной аварии с разрывом трубопровода Ду 500. А именно необходимо, чтобы за пределами санитарно-защитной зоны дозы облучения населения не превышали следующих значений:

–предотвращаемая (поглощенная) доза облучения на все тело – 50

мГр;

–предотвращаемая (поглощенная) доза облучения в ЩЖ, легких и коже – 500 мГр.

КЛСБ 4 блока НВАЭС относятся:

–система герметичных ограждений, оборудованная устройствами сброса и очистки парогазовой среды;

–активная спринклерная система.

Для обеспечения радиационной безопасности, очистки сбрасываемой среды из ГО при авариях, а также для обеспечения непревышения значения избыточного давления в ГО величины максимального проектного давления при всех авариях, связанных с разуплотнением первого контура, включая разрыв ГЦТ эквивалентным диаметром Ду 500, предлагается внедрить струйно-вихревой конденсатор.

Всё оборудование СВК расположено в боксе ПГ-ГЦН. СВК представляет из себя бак и ряд элементов сбросных каналов СВК. В центре бака установлена цилиндрическая вихревая камера СВК, состоящая из трёх частей: основания,

соплового аппарата и обечайки. Нижняя часть вихревой камеры (основание и сопловой аппарат) постоянно находятся под уровнем раствора бората калия. Над верхней частью вихревой камеры смонтирован бак рециркуляции, сообщённый с атмосферой через сбросные каналы. Таким образом, при заполненном раствором бората калия до номинального уровня баке струйно-вихревой конденсатор представляет собой гидрозатвор высотой 500 мм, отделяющий бокс ПГ-ГЦН от атмосферы.

Однако оценка последствий внедрения дополнительных САОЗ показывает,

что протекание аварии с гильотинным разрывом ГЦТ приведет к превышению максимального проектного давления в ГО даже с учетом работы СВК.Решением данной проблемы может стать увеличение объема герметичных помещений за

счет объединения ГО 3 и 4 блоков с использованием двух СВК, а также систем

безопасности 3-го блока.

Таким образом, ЛСБ 4-го блока с учетом проведенных модернизаций

будет выглядеть следующим образом:

–системы герметичных ограждений блоков №3,4;

–активные спринклерные системы блоков №3,4;

–струйно-вихревые конденсаторы блоков №3,4.

Вданной главе попытаемся осветить основные вопросы по части обеспечения необходимого уровня безопасности в случае аварии с разрывом ГЦТ Ду 500 с учетом внедрения СВК и использования объединенных систем локализации и безопасности.

4.3.2.Система герметичных ограждений

Система герметичных ограждений (СГО) предназначена для предотвращения или ограничения распространения за пределы герметичных помещений радиоактивных веществ в режимах нормальной эксплуатации блока и при авариях, связанных с течью теплоносителя. Одновременно строительные конструкции СГО предназначены для размещения и установки оборудования первого контура.

Герметичное ограждение 4 блока состоит из:

-наружных железобетонных ограждающих конструкций гермопомещений;

-люков гермопомещений

-дверей гермопомещений;

-проходок;

-облицовки гермопомещений;

-приточных и вытяжных клапанов систем вентиляции;

-трубопроводов систем безопасности;

-трапов гермопомещений;

-колпака реактора;

- устройств сброса и очистки парогазовой смеси.

Указанные элементы образуют предусмотренный проектом физический барьер, препятствующий распространению радиоактивных веществ и ионизирующих излучений в окружающую среду в количествах превышающих пределы для проектных аварий.

4.3.3. Спринклерная система

Спринклерная система предназначена для снижения давления в герметичных помещениях реакторного отделения при авариях, связанных с разуплотнением первого и второго контуров, и отвода остаточных тепловыделений от реакторной установки, а также для снижения радиоактивных выбросов за пределы гермоограждений.

По назначению спринклерная система является системой безопасности активного принципа действия. По влиянию на безопасность - системой, важной для безопасности. По характеру выполняемой функции - локализующей системой безопасности.

Принципиальная схема спринклерной системы представлена на рис. 4.4.

Спринклерная система состоит из четырех спринклерных насосов, двух теплообменников, узла бората калия, бака аварийного запаса раствора борной кислоты, трех раздаточных коллекторов с форсунками, сливной воронки с сеткой в боксе ПГ-ГЦН, трубопроводов и арматуры, КИП, средств управления и автоматики.

Критерии, подтверждающие выполнение проектных функций спринклерной системы:

–расход воды на орошение бокса ПГ-ГЦН при работе двух насосов и открытой арматуре, находящейся на трубопроводе, предназначенном для отвода остаточных тепловыделения, составляет не менее 750 м3/ч;

–расход бората калия составляет не менее 2,5 м3/ч;

–время выхода спринклерной системы на номинальную производительность составляет не более 60 с;