26.4. Системы собственных нужд атомных электростанций

Система обеспечения безопасности АЭС

При проектировании и эксплуата­ции АЭС важнейшей проблемой является обеспечение безопасности, поскольку на АЭС существует потенциальная возмож­ность выделения в окружающую среду

радиоактивных веществ. Атомная элект­ростанция считается безопасной, если обеспечена надежная защита обслужи­вающего персонала от облучения, а ок­ружающей среды — от загрязнения ра­диоактивными веществами. Защита должна исключить возможность превы­шения установленных норм радиации как при нормальной эксплуатации АЭС, так и в аварийных ситуациях. Вокруг АЭС создается санитарно-защитная зо­на, размеры которой зависят от пара­метров реакторов и местных климати­ческих, метеорологических и топографи­ческих условий. В санитарной зоне запре­щается размещать населенные пункты.

Для того чтобы радиоактивные про­дукты, образующиеся в реакторе, не распространялись во внешнюю среду, предусматривают не менее трех защит­ных барьеров. Первый барьер — это металлические оболочки твэлов, кото­рые препятствуют выходу радиоактив­ных продуктов в контур циркуляции теплоносителя. При нормальном состоя­нии оболочек твэлов радиоактивная за­грязненность теплоносителя очень мала. Радиоактивные вещества, проникшие в теплоноситель, удерживаются вторым барьером — прочными герметичными оболочками трубопроводов и оборудова­ния первого контура. И, наконец, в слу­чае утечек из первого контура радиоак­тивный теплоноситель попадает в герме­тичные изолированные помещения — боксы, в которых размещаются обору­дование и трубопроводы первого кон­тура. Это — зона строгого режима.

Производственные помещения, в ко­торых персонал может находиться не­ограниченное время, составляют зону свободного режима. К ним в первую очередь следует отнести машинный зал двухконтурных и трехконтурных АЭС. Контроль за радиационной обстанов­кой на АЭС и в окружающей среде несет специальная служба дозиметри­ческого контроля.

Управляемую и надежно контроли­руемую цепную реакцию в ядерном реакторе обеспечивает система управ­ления и защиты реактора с соответст­вующими контрольно-измерительными

приборами и автоматическими устрой­ствами. При этом предполагается на­дежная работа всех рабочих машин, об­служивающих контур циркуляции теп­лоносителя, и в первую очередь — глав­ных циркуляционных насосов (ГЦН).

В процессе нормальной эксплуата­ции АЭС неизбежны побочные отходы, которые тоже могут содержать радио­активные вещества: жидкие — вода си­стемы дезактивации оборудования, тру­бопроводов внутренних поверхностей помещений первого контура, сточные воды спецпрачечных и т. п.; твердые — демонтированные детали и оборудова­ние первого контура, инструмент и об­тирочный материал, спецодежда и т. д.

Для сбора и транспортировки ра­диоактивных жидких стоков к местам хранения или переработки проклады­вается сеть спецканализации с соответ­ствующими насосами.

Специальная приточно-вытяжная вентиляция очищает воздух в зоне стро­гого режима. На выходе из вентиля­ционной системы очищенный воздух вы­брасывается в верхние слои атмосферы через вентиляционную трубу.

В аварийных ситуациях вероятность выброса радиоактивных веществ резко возрастает. Такие аварийные режимы мо­гут возникать при местном разрыве главного циркуляционного контура, при отключении всех ГЦН, при аварийном • останове ядерного реактора, при внеш­них событиях типа стихийных бедствий (пожар, наводнение, землетрясение) и т п. Опасность такого рода аварий заключа­ется в разгерметизации реактора с вы­бросом радиоактивных веществ в зону свободного режима и окружающую сре­ду. За максимальную проектную аварию принимается полный разрыв главного циркуляционного контура. При этом рез­ко сокращается циркуляция теплоноси­теля через активную зону реактора, что может вызвать расплавление оболо­чек твэлов и их разгерметизацию.

В аварийных ситуациях, как пра­вило, дается автоматическая команда на аварийный останов реактора. Однако при этом в реакторе сохраняется оста­точное тепловыделение за счет продол-

жающегося радиоактивного распада продуктов деления, поэтому возможна разгерметизация оболочек твэлов. Что­бы исключить эту опасность, необхо­дим надежный отвод остаточного тепло­выделения при любом состоянии элект­рической части АЭС.

Безопасность АЭС в аварийных ситу­ациях обеспечивается с помощью за­щитных и локализующих устройств. В состав защитных устройств входят система аварийной защиты и аварийной остановки реактора, система аварий­ного охлаждения активной зоны реак­тора (САОАЗ), система охлаждения и снижения давления в помещениях реак­торного контура и т. д.

В качестве примера на рис. 26.13 показана упрощенная схема системы ава­рийного охлаждения активной зоны во-до-водяного корпусного реактора типа ВВЭР-1000 (для одной петли). Дейст­вие системы основано на быстром вводе борного раствора в активную зону реактора при появлении в нем утечки теплоносителя. Бор хорошо поглощает тепловые нейтроны, т. е. уменьшает ко­личество нейтронов, участвующих в про­цессе деления в активной зоне реактора.

Система аварийного охлаждения состоит из двух частей: пассивной — гидроаккумуляторов 1, не требующих каких-либо источников энергии, и актив­ной — аварийных насосов высокого 2 и низкого 3 давления с соответствую­щими баками 4 и 5 борного раствора. Всего на реактор устанавливают три та­кие независимые системы, причем каж­дая из них обеспечивает 100% расчет­ной производительности.

В начальный период — до включения аварийного источника энергии — необ­ходимое количество воды подают в ак­тивную зону гидроаккумуляторы 1, в которых нужное давление создается и поддерживается азотной подушкой. Пос­ле включения аварийного источника энергии приходят в действие насосы высокого давления 2, которые впрыски­вают концентрированный борирован-ный раствор из бака 4 в активную зону реактора (имеются три независимых канала связи с первым контуром). Одно-

временно автоматически включаются насосы низкого давления 3, которые подают холодный борный раствор из бака 5 в реакторный контур с помощью спринклерного насоса 6 в сопла 7. Струи раствора, разбрызгиваемые соп­лами, предотвращают повышение давле­ния под защитной оболочкой. Собираю­щаяся в приямках 8 вода через теплооб­менник 9 теми же насосами снова за­качивается в контур и в спринклерное устройство. Насосы низкого давления обеспечивают надежный отвод тепловы­делений в послеаварийный период.

Из изложенного видно, что безо­пасность АЭС обеспечивается рядом систем, в состав которых входят рабо­чие агрегаты, нуждающиеся в особо надежном электропитании.

Классификация потребителей системы собственных нужд АЭС

В соответствии с предъявляемыми требованиями в отношении надежности⁴ электроснабжения потребители СН АЭС разделяются на три группы: I — особо ответственные потребители, не допуска­ющие перерывов питания и требующие обязательного питания после срабаты­вания аварийной защиты; II — особо от­ветственные потребители, допускающие

перерыв питания на время 1—3 мин, что позволяет осуществить автоматиче­ский ввод резервного питания от авто­номного источника; они также требуют питания после срабатывания аварийной защиты; III — потребители, не предъяв­ляющие повышенных требований к на­дежности электроснабжения.

В состав потребителей группы I вхо­дят электроприемники системы управ­ления и защиты реактора (СУЗ), си­стемы контроля и измерений реактора (КИП), системы дозиметрического конт­роля за содержанием радиоактивных излучений, системы памяти и логики ин­формационно-вычислительной части АСУ ТП, аппаратура управления и ав­томатики, система аварийного останова реактора (САОР), двигатели аварийных масляных насосов системы регулирова­ния и смазки турбины и т. п. Перечис­ленные электроприемники имеют не­большие единичные мощности и нуж­даются в источниках энергии трехфаз­ного переменного тока 380 — 660 В и по­стоянного тока 220 В.

К группе II потребителей относятся электродвигатели насосов, обслуживаю­щих первый радиоактивный контур и его вспомогательные устройства; электро­двигатели САОР; электроприемники от­ветственных вспомогательных систем, участвующих в обеспечении безопасности АЭС, — спецвентиляции, аварийного ос­вещения, противопожарной защиты; электродвигатели аварийных питатель­ных насосов и технической воды; электроприводы быстродействующих клапанов и арматуры САОР и т. д. По­скольку диапазон единичных мощностей указанных электроприемников довольно широк, для их электроснабжения необ­ходимо предусмотреть два уровня на­пряжения трехфазного переменного то­ка: 6—10 кВ для питания мощных двига­телей и 380 — 660 В для двигателей малой мощности и прочих электроприемни­ков этой группы.

Потребители группы III аналогичны электроприемникам СН ТЭС. Их элект­роснабжение осуществляют на двух сту­пенях напряжения трехфазного перемен­ного тока: 6-10 кВ и 380-660 В.

Главные циркуляционные насосы и газо-дувки

Мощными рабочими машинами на АЭС являются главные циркуляционные насосы для реакторов с водяным и жид-кометаллическим теплоносителями и га-зодувки для реакторов с газовым за­полнителем.

Число ГЦН зависит от типа реакто­ров: для реакторов типа ВВЭР число ГЦН соответствует числу петель (4 пет­ли у ВВЭР-1000), для реакторов типа РБМК-1000 предусмотрено по 4 ГЦН на каждую половину, т. е. всего 8, при­чем все ГЦН каждой половины рабо­тают с общими всасывающими и напор­ными коллекторами. Ответственность этих машин весьма велика: они должны обеспечить непрерывную циркуляцию теплоносителя через активную зону реактора не только в нормальном режи­ме, но и в режиме аварийного расхо­лаживания.

Главные циркуляционные насосы приводятся во вращение асинхронны­ми двигателями с короткозамкнутым ротором типа ВДА, ВАЗ (реакторы типа ВВЭР и РБМК) или с фазным рото­ром типа ВАКЗ (реактор типа БН-600). Для питания этих электродвигателей требуется напряжение переменного тока 6 или 10 кВ.

В начале развития атомной энерге­тики мощности ядерных блоков были невелики и основное требование, кото­рое предъявлялось к ГЦН, сводилось к исключению протечек. В этих условиях применялись ГЦН, у которых насос, подшипники и электродвигатель заклю­чались в общий герметизированный кор­пус. Конструкция получалась дорогой, сложной, с низким КПД (50 — 65%) и малой инерционностью. Последнее при­водило к тому, что на циркуляцию теплоносителя сильно влияли наруше­ния нормального электропитания при­водных двигателей. Поэтому выдвига­лось требование, чтобы питание не пре­рывалось на время более 1 с. С ростом мощностей ядерных блоков изменилось и конструктивное решение ГЦН. В на­стоящее время применяют ГЦН с вы­носным электродвигателем обычного ис-

полнения, с механическим уплотнением вала, с контролируемыми утечками. Аг­регаты получаются приблизительно вдвое дешевле герметичных, а их КПД на 12—15% больше; значительно возра­стает инерционность, которую дополни­тельно увеличивают с помощью махови­ка, устанавливаемого на валу агрегата. Момент инерции агрегата получается в 3 — 4 раза больше, чем агрегата об­щепромышленного назначения на те же параметры. Все это позволяет выпол­нить требование НТП, согласно которо­му собственного выбега агрегата должно быть достаточно для сохранения номи­нальной мощности реактора в течение 2 — 3 с при переходных режимах на стан­ции и в энергосистеме. В случае- пол­ного исчезновения напряжения на АЭС инерционность агрегата ГЦН обеспечи­вает переход на естественную циркуля­цию теплоносителя. Это возможно при небольших нагрузках СН и отключении его от сети.

Современные конструкции ГЦН обеспечивают на выбеге в течение 30 с необходимую принудительную цирку­ляцию теплоносителя. Если в течение этого времени электропитание привода будет восстановлено, энергоблок будет сохранен в работе. В противном случае подключается система аварийного ох­лаждения активной зоны реактора. Про­должительность работы ГЦН до пол­ного его останова составляет около 130 с. Большая инерционность ГЦН с выносными электродвигателями по­зволяет осуществлять электроснабжение последних при напряжении 6—10 кВ совместно с электродвигателями груп­пы III.

Источники энергии системы собствен­ных ну мед АЭС

Наличие на АЭС особо ответствен­ных электроприемников, требующих по­вышенной надежности электроснабже­ния, определяет необходимость трех ис­точников питания: ими являются генера­торы АЭС, энергосистема, с которой АЭС должна иметь связь не менее чем по трем линиям, и автономный аварий­ный источник.

Нормальное электроснабжение СН осуществляют от генераторов через трансформаторы СН, подключаемые на ответвлении от них. Выключатель у генераторов обязателен. В случае ис­чезновения рабочего питания, не связан­ного с полной потерей напряжения на АЭС, резервирование электроснабже­ния СН происходит от энергосистемы через соответствующие резервные транс­форматоры. Места их присоединения и число выбирают так же, как на ТЭС.

Для электроприемников группы III достаточно использовать только источ­ники нормального рабочего и резервного питания, тогда как электроприемники групп I и II требуют еще третьего не­зависимого источника питания — ава­рийного резервного. В качестве такого на АЭС применяют аккумуляторные батареи, автоматизированные дизель-генераторы, газотурбинные установки, или используют энергию выбега турбо­генераторов. На отечественных АЭС наибольшее применение получили акку­муляторные батареи (для электроприем­ников группы I) и дизель-генераторы (для потребителей группы II). Каждая из трех систем безопасности имеет свои автономные источники питания.

Схемы электроснабжения системы соб­ственных нужд АЭС

Ниже в качестве примеров рассмот­рены схемы электроснабжения системы СН дубль-блока с реактором типа РБМК-1000 и моноблока с реактором типа ВВЭР-1000.

Дубль-блок с канальным водогра-фитовым реактором типа РБМК-1000 включает в себя два турбоагрегата с ге­нераторами типа ТВВ-500-2. Оба гене­ратора соединены по схеме укрупнен­ного блока с трансформаторной группой мощностью 3-417 MB∙А (рис. 26.14). В цепи каждого генератора установлено по два последовательно включенных вы­ключателя, между которыми имеются ответвления для рабочих трансформа­торов СН мощностью по 63 MB∙А. Выключатель Q1 используется при нор­мальных пусках и остановах блока, а вы-

ключатель Q2 дает возможность ис­пользовать энергию выбега турбоагрега­тов для аварийного расхолаживания ре­актора.

Моноблок с корпусным водо-водя-ным реактором типа ВВЭР-1000 и турбо­генератором типа ТВВ-1000-4 имеет один генераторный выключатель и два транс­форматора СН (рис. 26.15). Трансфор­матор мощностью 63 MB∙А предназна­чен для электроснабжения потребителейСН блока, а трансформатор мощностью 25 MB∙А — для электроприемников общестанционного назначения.

В системе СН АЭС следует разли­чать: РУ СН 6 кВ и 380 В нормальной

эксплуатации, от которых питаются по­требители группы III и ГЦН; РУ надеж­ного питания 6 кВ и 380 В перемен­ного тока и 220 В постоянного тока — для электроснабжения особо ответствен­ных потребителей групп I и II. Коли­чество секций РУ 6 кВ нормальной эксплуатации выбирают в зависимости от числа ГЦН. Нормы технологического проектирования рекомендуют подклю­чать к одной секции не более двух ГЦН при общем их числе на блок от шести до восьми и не более одного ГЦН при четырех и менее ГЦН на блок. От­ключение одной секции при этом не приводит к снижению нагрузки реактора.

В рассматриваемых примерах со­гласно указанным рекомендациям РУ 6 кВ блока имеют по четыре секции — А, В, С и D. Реактор типа РБМК-1000 имеет восемь ГЦН, и, следовательно, к каждой секции РУ 6 кВ подключается по два ГЦН (рис. 26.14). Циркуляцию теплоносителя в реакторе типа ВВЭР-1000 обеспечивают четыре ГЦН и, следо­вательно, на каждую секцию РУ 6 кВ приходится по одному ГЦН (рис. 26.15).

Для реактора типа РБМК-1000 при­менены питательные насосы с электро­приводом (4 рабочих и 1 резервный). Для реактора типа ВВЭР-1000 преду­смотрены питательные насосы с турбо-приводом, что заметно снижает нагруз­ку системы СН. В обеих схемах пре­дусмотрены резервные трансформаторы мощностью по 63 MB∙А.

Распределительные устройства и сети

Для электроснабжения особо ответ­ственных электроприемников групп I и II на АЭС сооружают особые сек­ционированные РУ надежного пита­ния. Количество секций соответствует числу систем безопасности АЭС, приня­тому в технологической части. В настоя­щее время приняты три системы безопас­ности с соответствующим разделением РУ СН надежного питания на три части: V, W и X (рис. 26.14 и 26.15).

Для питания электродвигателей мощных рабочих машин группы II соору­жаются секции H1 надежного питания 6 кВ (H1V, H1W, Н1Х); к ним через соответствующие трансформаторы при­соединяют секции Н2 надежного пита­ния 380 В (H2V, H2W и H2X), от кото­рых происходит электроснабжение ос­тальных приемников группы II.

В нормальном режиме на секции на­дежного питания H1 энергия подается от секций А, В, С распределительного устройства 6 кВ нормальной эксплуата­ции, с которыми они связаны через два последовательно включенных вы­ключателя.

Независимыми источниками энер­гии для потребителей группы II служат

дизель-генераторы, как показано на ри­сунке. Поскольку электроприемники группы II допускают кратковременный перерыв питания, применены дизель-генераторы, которые могут быть быстро введены в работу.

В аварийных ситуациях секции H1 надежного питания отделяются от сек­ций РУ нормальной эксплуатации. Нали­чие двух последовательно включенных секционных выключателей обеспечивает надежное отделение секции H1 даже в случае отказа одного из выключателей. Устройство АВР включает дизель-гене­раторы.

Время от начала пуска до готовности к принятию нагрузки составляет 15—20 с для агрегатов мощностью 500 кВт и около 40 с для агрегатов 1800 кВт. На­бор нагрузки происходит ступенями в очередности, диктуемой требованиями технологического процесса аварийного охлаждения реактора.

Электроснабжение потребителей по­стоянного тока группы I осуществляют от секций HЗ надежного питания 220 В (H3V, H3W, НЗХ), а потребителей переменного тока группы I - от секций Н4 надежного питания 380 В (H4V, H4W, Н4Х). Независимыми источниками энергии служат аккумуляторные бата­реи GB.

В нормальном режиме секции ИЗ и Н4 питаются от секций Н2 потребителей группы II, т. е. рабочим источником энергии для электроприемников группы I служит генератор. Через выпрямители VD происходит подзарядка аккумуля­торной батареи, питание электроприем­ников постоянного тока группы I, а че­рез автоматический инвертор UZ пита­ние нагрузки 380 В группы I. Таким об­разом, имеет место последовательное выпрямление и инвертирование тока для передачи мощности от шин Н2 к шинам Н4.

В аварийных условиях, когда напря­жение на шинах Н2 исчезает, потребители группы I продолжают получать питание от аккумуляторной батареи, которая переходит из режима подзаряда в ре­жим разряда. Электроприемники по­стоянного тока получают питание от

аккумуляторной батареи непосредст­венно, а электроприемники переменного тока (шины Н4) — через инвертор. Бла­годаря выпрямителям прямая связь между шинами НЗ постоянного тока и шинами Н4 переменного тока отсутст­вует.