ПРИМЕНЕНИЕ ЗАЛИВА АКТИВНОЙ ЗОНЫ СПЛАВОМ Pb-Bi В СЛУЧАЕ АВАРИИ АЭС С ПОТЕРЕЙ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ СВЕРХКРИТИЧЕСКИХ ПАРАМЕТРОВ

Ю.С. Юрьев*, C.И. Морозова*, В.М.Абдулкадыров**, И.А.Чусов**

*ФГУП "ГНЦ РФ ФЭИ" имени А.И. Лейпунского, Обнинск

**Обнинский Технический Университет атомной энергетики, Обнинск

В работе рассмотрена задача повышения безопасности АЭС на сверх-критических параметрах пара при большой течи паропровода и полной потере теплоносителя. Показано в первом приближении, что залив активной зоны эвтектическим сплавом PbBi, а затем залив зеркала сплава водой позволяет снять часть остаточного тепловыделения. Размещенный заранее внутри корпуса встроенный теплообменник, погруженный в сплав, снимает оставшееся тепловыделение.

ВВЕДЕНИЕ

Применение паротурбинного цикла на сверхкритических параметрах в тепловой энергетике широко распространено [1]. Постоянно увеличивается внимание к возможности создания АЭС на сверхкритических параметрах пара [2 - 4]. Одним из узких мест таких проектов являются трудности в разработке Систем Безопасности, которые предназначены для ограничения выхода радионуклидов в объем защитной оболочки и далее в атмосферу [5].

На АЭС с ВВЭР нового поколения предусмотрены разнообразные системы защиты и локализации аварии, включающие залив активной зоны водой (раствором борной кислоты) из специальных гидроемкостей, расположенных в защитной оболочке, а также работу спринклерных систем и парогенераторов [6].

На АЭС с БН предусматривается встроенный теплообменник, расположенный в ванне натрия, который включается для аварийного снятия остаточного тепловыделения [7]. На проектах АЭС с паротурбинным циклом сверхкритических параметров в контуре рабочее тело находится при давлении до 24 МПа, температура - до 530 оС [8].

Оценки показывают, что потеря теплоносителя – рабочего тела происходит достаточно быстро (рис. 1). Температура твэлов слишком высока, чтобы организовать эффективное охлаждение орошением – заливом сверху [9].

Рис. 1. Изменение температуры и давления пара в первом контуре АЭС на сверхкритических параметрах при разрыве паропровода и срабатывании аварийной защиты

(Ду400; N0=3000 МВт; V=100 м3).

85

В этих условиях оказывается целесообразным поиск схем СБ с использованием залива осушенной активной зоны эвтектическим сплавом тяжелых теплоносителей PbBi из верхней емкости, расположенной в объеме защитной оболочки или вне ее (рис. 2). Предполагается далее обычный залив реактора водой и теплосъем с «зеркала» сплава. Максимальный тепловой поток при этом соизмерим со значением критического теплового потока, достигаемого в большом объеме. По оценкам [10], он составляет ~ 1 МВт/м2. При площади зеркала сплава ~ 10 м2 это приводит к значению снимаемой сверху максимальной мощности ~ 10 МВт. При номинальной мощности реактора 3000 МВт это составляет всего ~ 0,3 %. Такой уровень остаточного тепловыделения соответствует времени после аварии ~ 40 суток. Естественно, необходимым элементом предполагаемой СБ является поэтому встроенный теплообменник, размещенный в верхней части корпуса реактора и заливаемый сплавом в аварийной ситуации потери теплоносителя (рис. 2).

Ниже представлены результаты расчетной оценки работы этой СБ.

Рис. 2. Система расхолаживания реактора при потере теплоносителя: 1 – разрыв паропровода и выход пара в объем контейнмента (2);

2 – контеймент; 3 – шахта; 4 – встроенный аварийный теплообменник; 5 – трубопроводы подачи и отвода охладителя в теплообменник;

6 – подача сплава Pb-Bi; 7 – подача воды на зеркало расплава; 8 – слой кипящей воды; 9 – объем Pb-Bi

86

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 оС) и температуру охладителя в теплообменнике (~ 150 оС). 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.

Рис. 3. Блок-схема кода ЗАЛИВ-ТТ:

N - мощность реактора; G - расход естественной циркуляции сплава через активную зону; Т1 - температура сплава на выходе из А.З.; Т0 - температура сплава на входе в А.З.; ТТ0 - температура сплава на входе в теплообменник; ηT0 - доля мощности, снимаемой теплообменником

РЕЗУЛЬТАТЫ РАСЧЕТНОЙ ОЦЕНКИ

В нижеследующей таблице представлены типичные результаты расчетного исследования статических характеристик для варианта: площадь зеркала расплава 5 м2, поверхность теплообменника 100 м2, коэффициент теплопередачи 10 Вт/м2 К.

Таблица

Результаты расчета статистических характеристик

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 безальтернативно Действительно, на сегодняшнем этапе пока не просматривается технология производства электроэнергии в требуемом количестве: согласно прогнозам в ближайшие 50 лет потребности в электроэнергии увеличатся в 2-3 раза по сравнению с современным уровнем.

Выбор технологической схемы АЭС, строительство которых начнется в 20202030г.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 потребует более сложных систем сохранения РУ при нарушениях нормальных условий эксплуатации;

2.Активация продуктов коррозии и остаточного солесодержания при прямоточной одноконтурной системе теплоносителя приведет к «загрязнению» всей технологической схемы, очистить которую будет невозможно;

3.Исключение ГЦН и парогенераторов не удешевит корпусную реакторную установку (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 количеством монтажных операций на стройплощадке(1);

•Это энергоблок с модульной активной зоной, обеспечивающий реализацию единичной мощности 300-1000 МВт(э)(2);

•Это энергоблок с РУ, у которой коэффициент воспроизводства топлива как минимум 1, работающий в замкнутом топливном цикле с пристанционной или региональной системой переработки топлива(3);

89

•Это энергоблок с коэффициентом готовности 0,97-0,98 за счет непрерывной перегрузки 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 обязанности которой входит только наблюдение за общим состоянием оборудования и сис-

тем(6).

Для того, чтобы результаты работы нашего семинара осталась на скрижалях истории атомной энергетики, я считаю на нашем семинаре надо принять следующие рекомендации для руководителей отрасли:

В2007 году

1.Включить РУ-СКП в НТП;

2.Определить состав и полномочия участников разработки;

В2008 году

1.Разработать технические требования к РУ;

2.Разработать программу работ по РУ;

3.Разработать программу НИР и документацию по стендовой базе;

В2009 году

1.Провести установочные эксперименты и обосновать основные технические решения;

2.Начать разработку основных положений проекта опытно-демонстрационного энергоблока и выдать техзадания разработчикам основного оборудования;

В2010 году

1.Закончить разработку основных положений проекта опытно-демонстрационного энергоблока и выполнить работы по выбору площадки и обоснованию инвестиций 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 радиоактивные вещества

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.

Выбор материалов

Выбор конструкции и конструктивных решений

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/см3). 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

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

*) 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

В состав САОАЗ входят три независимых канала. Каждый канал включает в себя: насос подачи воды JND10(20,30)AP001, трубопроводы, оперативную арматуру, обратные клапаны, дроссельные шайбы и ограничительные вставки в месте присоединения к трубопроводам первого контура. Насос каждого канала по всасу может быть подключен к соответствующему баку аварийного запаса воды СПЗАЗ JNG11(21,31)BB001, в которые обеспечивается слив воды из под защитной оболочки, к баку запаса воды JND B001, расположенного вне ЗО, и к первому контуру для выполнения функций аварийного и планового расхолаживания.

В атмосферу

Рис. 3. Принципиальная технологическая схема одного канала САОАЗ, СПЗАЗ и СПОТ

Все три канала САОАЗ подают воду в нижнюю камеру реактора, через патрубки САОАЗ.

Энергоснабжение элементов каждого канала, включая насосы, обеспечивается от дизельгенератора соответствующего канала системы аварийного электропитания.

Всоответствии со структурой построения защитных систем безопасности система имеет три независимых физически разделенных канала. Производительность каждого канала составляет 50 %. Выполнение функций безопасности при разрывах трубопровода подачи питательной воды или паропровода обеспечивается работой двух каналов системы. При разрывах остальных трубопроводов выполнение функций обеспечивается работой одного канала.

Система аварийного охлаждения активной зоны, имея отдельные патрубки в корпусе реактора, не имеет отказа, зависимого от исходного события с разрывом трубопровода подачи питательной воды.

Должно быть реализовано автоматическое включение системы в работу, не требующее вмешательство оператора. Автоматическое включение системы в работу происходит при обесточивании блока, при течах теплоносителя первого контура и при полном прекращении подачи питательной воды в РУ.

Врежиме обесточивания энергоблока система работоспособна, поскольку имеет надежное энергоснабжение от системы аварийного электропитания II категории. По программе ступенчатого пуска включаются в работу все насосы системы и работают по линиям рециркуляции.

Срабатывание САОАЗ, как защитной системы безопасности, происходит при следующих исходных событиях:

97

•течь теплоносителя первого контура, некомпенсируемая нормальной подпиткой;

•прекращение подачи основной и отказ на подачу аварийной питательной воды. Срабатывание системы САОАЗ происходит автоматически по сигналам «Низкое

давление в реакторе» или «Высокая температура на выходе из активной зоны». Численные значения уставок определяются теплогидравлическими расчетами аварий.

Предварительные требования, предъявляемые к системе:

•обеспечение подачи в первый контур воды при давлении в диапазоне от 27,0 до

0,1МПа;

•обеспечение в аварийной ситуации подачи воды в первый контур не позднее чем через 35…40 с с момента появления аварийного сигнала;

•система должна иметь возможность периодического испытания и опробования, а также опробования отдельных ее узлов и элементов без нарушения условий НЭ;

•система должна иметь возможность кратковременного вывода в ремонт ее элементов в составе одного канала при работе реактора на мощности;

•должна быть обеспечена работоспособность системы при условиях среды под оболочкой в авариях с потерей теплоносителя.

Система пассивного залива активной зоны

Система пассивного залива активной зоны (рис.3) предназначена для подачи в реактор воды при авариях с потерей теплоносителя. Количества подаваемой воды должно быть достаточно для охлаждения активной зоны реактора до подключения насосов САОАЗ.

Таким образом, СПЗАЗ обеспечивает выполнение критической функции безопасности КФБ-2 «Охлаждение активной зоны» и защиту физических барьеров «Топливная матрица» и «Оболочка твэла».

СПЗАЗ состоит из трех идентичных и полностью независимых один от другого каналов. Каждый канал СПЗАЗ включает в себя гидроемкость (ГЕ) (JNG10(20,30)BB001), бак аварийного запаса воды (JNG11(21,31)BB001), арматуру и трубопроводы. В верхней части ГЕ СПЗАЗ предусмотрены предохранительные клапаны для предотвращения переопрессовки емкостей. Схема одного канала СПЗАЗ приведена на рис.4. Все каналы соединены с нижней камерой реактора.

Всоответствии со структурой построения защитных систем безопасности система имеет три независимых физически разделенных канала. Производительность каждого канала составляет 50 %. Выполнение функций безопасности при разрывах трубопровода подачи питательной воды или паропровода обеспечивается работой двух каналов системы. При разрывах остальных трубопроводов выполнение функций обеспечивается работой одного канала.

Система пассивного залива активной зоны, подает воду через патрубки САОАЗ в корпусе реактора, и не имеет отказа, зависимого от исходного события с разрывом трубопровода подачи питательной воды.

Должно быть реализовано автоматическое включение системы в работу, основанное на пассивных принципах, не требующего вмешательство оператора. Автоматическое включение системы в работу происходит при течах теплоносителя первого контура.

Срабатывание емкостей СПЗАЗ происходит автоматически при снижении давления

вреакторе ниже давления в емкостях, за счет открытия обратного клапана. Подача воды из бака СПЗАЗ в реактор происходит при низком давлении в реакторе также за счет открытия обратного клапана под действием гидростатического давления столба жидкости в баке.

Воснову проектирования СПЗАЗ и ее компонентов положено выполнение следующих требований:

98

•должно обеспечиваться охлаждение активной

•должна быть обеспечена работоспособность

Система защиты реактора от превышения давления

Система защиты реактора от превышения давления предназначена для:

•– защиты оборудования и трубопроводов РУ от избыточного превышения давления в первом

контуре в проектных и запроектных авариях за счет работы быстродействующих редукционных установок (БРУ) и импульсных

аварийного газоудаления. Трубопроводы и арматура системы используются также системой газовых сдувок для удаления газа из под крышки и сборной камеры реактора при НЭ.

Таким образом, система защиты реактора от превышения давления обеспечивает выполнение критической функции безопасности КФБ-4 «Целостность границ контура циркуляции» и КФБ-3 «Теплоотвод конечному поглотителю», и обеспечивает защиту физических барьеров на пути распространения радиоактивных веществ «Границы теплоносителя первого контура», «Топливная матрица» и «Оболочка твэла».

Принципиальная схема системы защиты реактора от превышения давления представлена на рис.5.

Всостав системы защиты реактора от превышения давления входят:

•три ИПУ JEF10(20,30)AA901;

•трубопроводы сброса от реактора до ИПУ с элементами крепления;

•трубопроводы и арматура линии аварийного газоудаления JEF10(20,30)AA001.

•три БРУ JEF10(20)AA201, которые могут сбрасывать пар в конденсатор турбины, либо под защитную оболочку через сопла, расположенные под уровнем воды в баках аварийного запаса СПЗАЗ JND11(21,31)BB001;

•трубопроводы сброса от паропроводов до БРУ с элементами крепления.

Два ИПУ через один патрубок подключены к сборной камере реактора, а одно ИПУ подключено к объему под крышкой реактора. Каждое БРУ подключено одной из ниток паропровода РУ на участке от патрубков реактора до быстродействующего запорного отсечного клапана (БЗОК).

ИПУ и БРУ резервируются по принципу 3×50 %.

99

•быстродействие БРУ такое, чтобы через 15 с после появления сигнала БРУ была открытым полным сечением;

•обеспечение отвода остаточных тепловыделений при аварийном расхолаживании РУ со скоростью 60 ºС/ч;

•возможно снижение давления в реакторе до 0,1 МПа.

•должна быть обеспечена работоспособность системы при условиях среды под ЗО в авариях с потерей теплоносителя.

Спринклерная система

Спринклерная система предназначена для выполнения следующих функций:

•снижение давления и температуры в ЗО при ННЭ;

•связывание радиоактивного йода, содержащегося в паре и воздухе под ЗО при ННЭ;

•предотвращение или ограничение выхода радиоактивных веществ, образующихся в результате разуплотнения первого контура, за пределы ЗО;

•отвод остаточных тепловыделений от топлива в БВ.

Таким образом, спринклерная система выполняет как функции НЭ, так и функции безопасности, обеспечивая выполнение критической функции безопасности КФБ-5 «Целостность герметичных ограждений» и защиту физического барьера на пути распространения радиоактивных веществ «Защитная оболочка РУ».

Принципиальная технологическая схема одного канала спринклерной системы представлена на рис.6.

Система состоит из трех каналов, каждый из которых включает в себя:

•насос JNA10(20,30)AP001, для охлаждения воды в бассейне выдержки (БВ) и для подачи воды в защитную оболочку из бака СПЗАЗ;

•теплообменник, для охлаждения воды поступающей из БВ или баков СПЗАЗ;

•арматуру и трубопроводы;

•предохранительный клапан, предотвращающий переопрессовку всасывающих трубопроводов.

Каждый канал системы по всасу насосов JNA10(20,30)AP001 может быть

подключен либо к БВ, либо к баку СПЗАЗ JNG11(21,31)BB001, либо к баку САОАЗ

JND BB001.

100

Вода от насосов JNA10(20,30)AP001 может подаваться в БВ, в объем ЗО и в трубопроводы САОАЗ.

В трубопровод САОАЗ

ЗО

JNG11

BB001

JND

BB001

Рис. 6. Принципиальная технологическая схема одного канала спринклерной системы

Каждый канал обеспечивает на 50% выполнение системой своих функций. Так что при отказе одного канала система выполняет свои функции на 100 %.

Должно быть реализовано автоматическое включение системы в работу, не требующее вмешательство оператора. Автоматическое включение спринклерной системы в работу происходит при повышении давления и температуры под ЗО.

Врежимах НЭ один канал спринклерной систем функционирует, выполняя охлаждение БВ.

Врежиме обесточивания энергоблока система работоспособна, поскольку имеет надежное энергоснабжение от системы аварийного электропитания. По программе ступенчатого пуска включаются в работу два насоса системы, не выполняющих функцию охлаждения БВ, и работают по линиям рециркуляции.

Срабатывание спринклерной системы, как защитной и локализующей системы безопасности, происходит при возникновении аварии с течью теплоносителя в пределах защитной оболочки. Кроме того система сработает при потере передачи тепла конечному поглотителю, когда сброс пара из РУ будет происходить по защитную оболочку через БРУ РУ.

Насосы данной системы оператор может использовать для подачи воды из баков СПЗАЗ или САОАЗ в реактор при возникновении ЗПА.

Проведением теплогидравлических расчетов и расчетов прочности ЗО определяются и обосновывается минимально допустимый расход от насосов спринклерной системы, уставки на включение и выключение системы.

Для определения необходимых характеристик и параметров системы по выполнению функций безопасности должны учитываться следующие исходные данные:

•обеспечение подачи воды при давлении под ЗО до 0,7 МПа;

•обеспечение в аварийной ситуации подачи воды в первый контур не позднее чем через 60 – 70 с с момента появления аварийного сигнала;

101

•должна быть обеспечена работоспособность системы при условиях среды под оболочкой в авариях с потерей теплоносителя.

Система пассивного отвода тепла

Основной функцией системы пассивного отвода тепла (СПОТ) является длительный отвод остаточных тепловыделений от активной зоны реактора при ЗПА с потерей всех источников электроснабжения переменного тока как при плотном первом контуре, так и при возникновении течей теплоносителя.

СПОТ обеспечивает выполнение критической функции безопасности КФБ-3 «Теплоотвод конечному поглотителю» и защиту физического барьера на пути распространения радиоактивных веществ «Оболочка твэлов».

Принципиальная технологическая схема одного канала СПОТ представлена на рис. 7.

Система состоит из трех каналов, каждый из которых включает в себя:

•теплообменник JNB10(20,30)AC001, для охлаждения теплоносителя поступающего из паропровода;

•арматуру JNB10(20,30)AA001, AA002 и трубопроводы горячей ветки, подключенной к паропроводам;

•арматуру JNB10(20,30)AA003, AA101 и трубопроводы холодной ветки, подключенной к трубопроводам питательной воды;

•тракт воздуховодов с воздушными затворами JNB10(20,30)AA201, АА202, АА203. Арматура JNB10(20,30)AA101 нормально закрытая при обесточивании открывается

под действием пружины или другим пассивным способом.

Рис. 7. Технологическая схема двух каналов СПОТ

Каждый канал обеспечивает на 50 % выполнение системой своих функций. Так что при отказе одного канала система выполняет свои функции на 100 %.

Система рассчитана на функционирование при следующих ЗПА:

•отказ всех источников электроснабжения переменного тока в течение длительного времени (до 24 часов);

•отказ всех источников электроснабжения переменного тока в течение длительного времени (до 24 часов) с наложением течи теплоносителя.

102

Проведением теплогидравлических расчетов и расчетов прочности определяются и обосновываются основные характеристики системы. При этом даже при наиболее неблагоприятных внешних условиях (температура наружного воздуха +50 ºС) мощность, отводимая СПОТ, должна быть не менее 2 % номинальной тепловой мощности реактора.

Элементы системы, расположенные под защитной оболочкой, рассчитаны на параметры, возникающие при проектных авариях с течью теплоносителя первого контура.

СИСТЕМЫ НОРМАЛЬНОЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ

Система регулирования давления в реакторе

Система регулирования давления в реакторе предназначена для:

•поддержания давления в реакторе при НЭ и ННЭ;

•создания и поддержания давления при пуске РУ;

•уменьшения амплитуды изменения давления при авариях.

Система регулирования давления технологически состоит из следующих составных частей:

•системы создания и поддержания давления в реакторе при пуске;

•электрогидравлической системы регулирования ТГ, которая поддерживает необходимое давление при работе реактора на мощности.

Система создания и поддержания давления в реакторе при пуске выполняет свои

функции до подключения ТГ. В состав данной системы входит компенсатор объема (КО) с газовой подушкой для компенсации расширения теплоносителя при разогреве РУ.

Рис. 8. Схема регулятора давления при работе на мощности (АКНП - аппаратура контроля нейтронного потока; ДД – датчик давления; ГЗ – главная

задвижка; ГПЗ – главная паровая задвижка; ГПК – главный паровой коллектор)

Алгоритм пуска РУ описан ниже. Первоначальный уровень давления теплоносителя в первом контуре создается за счет подачи азота в верхнюю часть КО. В дальнейшем давление повышается одновременно с повышением мощности активной зоны и разогревом теплоносителя. Необходимый запас до кипения поддерживается путем повышения давления газа в КО. При повышении уровня воды в КО до определенной уставки прекращается подача чистого конденсата в первый контур. В результате, избыточный объем теплоносителя выводится через систему дренажей и организованных протечек. Для поддержания достигнутого давления в реакторе по мере дренирования теплоносителя происходит подача газа в верхнюю часть КО.

103

После подключения турбогенератора КО отключается от первого контура. Регулирование давления при работающем ТГ осуществляется за счет изменения расхода пара на турбину. Схема регулятора давления представлена на рис. 8.

Система продувки–подпитки

Система продувки–подпитки предназначена для:

•заполнения теплоносителем трубопроводов и оборудования РУ, заполнения первого контура и КО, заполнения емкостей САОАЗ;

•обеспечения во всех нормальных режимах работы блока требуемого качества теплоносителя в контуре циркуляции (дегазация; подача на очистку в ионообменные фильтры);

•компенсации неорганизованных протечек теплоносителя, очистки и возврата в

контур организованных протечек.

При выполнении функции обеспечения требуемого качества теплоносителя в контуре циркуляции отбор воды осуществляется с напора первого конденсатного насоса, а возврат теплоносителя происходит на всас этого же насоса.

При выполнении функции возврата протечек теплоносителя подача воды от насосов нормальной подпитки происходит либо в конденсатор ТГ, либо в деаэратор, для поддержания необходимого уровня в них.

Проект системы продувки-подпитки должен обеспечивать выполнение следующие требований:

•совместно с блочной водоочистительной установкой (БОУ) система продувкиподпитки должна обеспечивать требуемое качество теплоносителя в контуре циркуляции;

•система должна компенсировать все организованные и неорганизованные протечки теплоносителя;

•система должна быть спроектирована таким образом, чтобы была возможность оперативному персоналу организовать подачу концентрированного раствора борной кислоты из баков СПЗАЗ или из бака САОАЗ в реактор в случае возникновения ЗПА.

Система очистки теплоносителя

Система очистки теплоносителя предназначена для поддержания необходимого водно–химического режима теплоносителя контура циркуляции с целью обеспечения минимального радиоактивного загрязнения оборудования РУ.

Основными функциями системы является непрерывная очистка большей части потока теплоносителя в контуре циркуляции от дисперсных продуктов коррозии конструкционных материалов на БОУ, расположенной после конденсатного насоса.

Через БОУ осуществляется очистка около 60% общего расхода теплоносителя. Остальная часть идет в пароперегреватель, в подогреватели высокого давления и в деаэратор питательного тракта.

Часть функции системы, связанной с очисткой теплоносителя на ионообменных фильтрах выполняется системой продувки-подпитки.

Для проекта ВВЭР СКД должен быть разработан стандарт по водно–химическому режиму контура циркуляции. Аналогичный НД разработан для промышленных котлотурбинных установок СКД и может быть принят за основу [8].

104

Система главных паропроводов

Система главных паропроводов высокого давления предназначена для транспортировки пара, генерируемого в РУ, к турбине во всех режимах эксплуатации блока.

Система паропроводов участвует, совместно с другими системами, в выполнении следующих функций безопасности:

•защиту первого контура от превышения давления;

•быстрое отсечение аварийного паропровода в случае его течи за гермооболочкой;

•отвод остаточных тепловыделений реактора и расхолаживание блока с заданной скоростью в плановых и аварийных режимах; Кроме того, система паропроводов обеспечивает выполнение следующих функций

НЭ:

•подачу пара к стопорно–регулирующим клапанам турбоустановки;

•поддержание блока в режиме горячего останова и снабжение паром потребителей собственных нужд.

Воснову проектирования системы главных паропроводов и ее компонентов положено выполнение следующих требований:

•обеспечение требуемой подачи пара от РУ при минимальных потерях давления в трубопроводах;

•совместно с системой защиты реактора от превышения давления и СПОТ обеспечение отвода остаточных тепловыделений и расхолаживания реакторной установки во всех аварийных режимах, до параметров, позволяющих подключить систему аварийного и планового расхолаживания (САОАЗ);

•обеспечение в аварийных режимах, связанных с течами паропроводов за пределами ЗО, локализации места течи от реактора, при этом отсечение обеспечивается за время от 4 до 10 с;

•оборудование и арматура части системы, расположенной в ЗО, должны быть рассчитаны на параметры окружающей среды, возникающие при авариях с разуплотнением трубопроводов РУ.

Cистема питательной воды

Система питательной воды предназначена для:

•подачи воды в РУ для обеспечения необходимой их паропроизводительности в режимах НЭ и в режимах ННЭ;

•расхолаживания блока при НЭ и при ННЭ.

Вусловиях НЭ система питательной воды выполняет функции поддержания необходимого запаса теплоносителя в реакторе и температуры теплоносителя на выходе из реактора (рис.9).

Система должна обеспечить быструю изоляцию питательных трубопроводов в защитной оболочке по признакам течи теплоносителя после запуска насосов САОАЗ.

Насосное оборудование имеет резерв не менее 50 % от номинальной производительности. В условиях работы блока на мощности обеспечены условия поддержания резервных насосов в «горячем» состоянии.

105

•включение пускового насоса для создания принудительной циркуляции теплоносителя через активную зону;

•вывод из активной зоны поглощающих стержней аварийной защиты;

•управляющие группы СУЗ подымаются на минимально допустимый уровень;

•организация водообмена для уменьшения концентрации борной кислоты;

•выход реактора в критическое состояние;

•повышение мощности активной зоны, что ведет к увеличению средней температуры теплоносителя и твэлов;

•периодическое дренирование избытка теплоносителя из реактора для снижения уровня в КО, подача газа в верхнюю часть КО для поддержания давления на достигнутом уровне;

•полный вывод борной кислоты из реактора;

•повышение расхода через активную зону;

•повышение мощности реактора за счет вывода управляющей группы СУЗ;

•переход на контур циркуляции: реактор – паропровод – БРУ-К – конденсатор – питательный тракт – реактор;

•дальнейшее повышение мощности и параметров теплоносителя;

•подключение турбины;

•выход на 100 % мощности.

Изменение основных параметров РУ при пуске

Вмире имеется два основных подхода к алгоритму изменения давления при пуске тепловых станций, работающих на воде сверхкритических параметров:

•пуск при постоянном давлении в реакторе;

•пуск с изменяющимся (скользящим) давлением в реакторе.

ВСША распространение получил первый подход, а в Европе и Японии - второй подход. В России сейчас проводятся работы по внедрению технологии пусков со скользящим давлением [9].

Для аналогичной установки SCWR, разрабатываемой в США, предполагается сочетать указанные два подхода, и пуск будет проводиться со ступенчатым изменением давления по мере освоения мощности.

1-3 %

N

мощность

концентрация

Сбора

Время

Рис. 10. Изменение основных параметров РУ при пуске

Для проектов реакторов ВВЭР СКД по мере повышения мощности активной зоны и увеличения температуры теплоносителя происходит расширение воды и вытеснение ее

107

в КО. Это приводит к сжатию газовой подушки и к росту давления. При повышении уровня воды в КО до определенной уставки прекращается подача чистого конденсата в первый контур. В результате избыточный объем теплоносителя выводится через систему дренажей и организованных протечек. Для поддержания достигнутого давления в реакторе по мере дренирования теплоносителя происходит подача газа в верхнюю часть КО.

Изменение основных параметров РУ при пуске приведено на рис.10.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

В данном докладе представлено общее описание основных систем безопасности и систем НЭ проекта ВВЭР СКД. Для проектирования данных систем необходимо уточнить параметры РУ, модернизировать существующие программы контурной теплогидравлики, например таких, как КОРСАР, для расчета течения теплоносителя сверхкритических параметров, и провести соответствующие теплогидравлические расчеты, расчеты прочности, расчеты радиационных последствий и др.

Список литературы

1.Кириллов П.Л. Сверхкритические параметры − будущее реакторов с водным теплоносителем и АЭС. Обзор // Атомная техника за рубежом. 2001. № 6. С.3-8.

2. Ядерные реакторы на воде сверхкритического давления / Ю.Д. Баранаев, П.Л. Кириллов, В.М. Поплавский, В.Н. Шарапов // Атомная энергия. 2004. Т.94.

Вып.5. С.374-380.

3.Долгов В.В. Энергоблоки на основе ВВЭР с закритическими параметрами теплоносителя // Атомная энергия. 2002. Т.92. В.4. С.277-280.

4.Глебов А.П., Клушин А.В. Реактор с быстро-резонансным спектром нейтронов, охлаждаемый водой сверхкритического давления при двухходовой схеме движения теплоносителя // Атомная энергия. 2006. Т.100. В.5. С.349-355.

5.Водоохлаждаемые реакторы со сверхкритическим параметрами –перспективные реакторы 4-го поколения / Ю.Г. Драгунов и др. // Научная сессия МИФИ-2007. Сб. научн. трудов. Москва. 2007. Т.8. С.34-35.

6.Общие положения обеспечения безопасности атомных станций. ОПБ-88/97. НП-001- 97 (ПНАЭ Г-01-011-97). Москва. 1997.

7.Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций. ПБЯ РУ АЭС-89, ПНАЭ Г-1-024-90. Москва. 1990.

8.Тепловые и атомные электрические станции: Справочник / Под общ. ред. В.А.Григорьева и В.М.Зорина. М.: Энергоиздат. 1982.

9.Внедрение технологии пусков на скользящем давлении во всем тракте и усовершенствованных пусковых сепараторов на котлах сверхкритического давления / А.Л. Шварц, В.И. Гомболевский, А.А. Чугреев, А.В. Скуратов // Электрические станции. 2006. №7. С.9-15.

108