6 БЕЗОПАСНОСТЬ ДЕЙСТВУЮЩИХ ЯЭУ

6.1. ЯЭУ с реактором ВВЭР-1000

Развитие ядерной энергетики в нашей стране в ближайшее время будет осуществляться главным образом на основе строительства АЭС с реактором—1000ВВЭР. Основные характеристики реактора и ЯЭУ:

Каждая из четырех петель реакторной установки включает, парогенераторГЦН, трубопроводы с внутренним диаметром 850 мм. К неотключаемой части контура подсоединены компенсатор объема и трубопроводы систем аварийного ввода бора и аварийного охлаждения.

Трубопроводы от четырех гидроемкостей подключены непосредственно к корпу реактора, попарно в верхний и нижний объемы (рис. 6.1).

РИС 6.1. ПРИНЦИПИАЛЬНАЯ СХЕМА ЯЭУ С РЕАКТОРОМ ВВЭР-1000

93

6.2 Системы безопасности. Классификация и состав

6.2.1 Защитные системы безопасности

1.Система и устройства воздействия на мощность реактора. САОР.

2.САОЗ.

3.Система защиты первого контура от избыточного давления.

4.Система защиты второго контура от избыточного давления.

5.Система аварийного ввода питания ПГ.

6.Система аварийного газоудаления.

7.Система обнаружения дефектных сборок.

6.2.2 Локализующие системы безопасности

1.Спринклерная система.

2.Система герметичных помещений, входящих в защитную оболочку.

3.Локализующая арматура.

6.2.3 Обеспечивающие системы безопасности

1.Система электропитания, в т.ч. аварийного.

2.Система технической воды ответственных потребителей.

3.Система вентиляции помещений, в которых расположены СБ.

4.Система аварийного освещения.

5.Система пожаротушения.

6.2.4Управляющие системы безопасности

1.КИП системы безопасности.

2.Технологическая защита первого контура, защита и блокировка оборудования.

3.Технологическая сигнализация БЩУ, ГЩУ.

4.КИП формирования защит первого контура.

5.Система, задающая программу ступенчатого пуска дизель—генератора.

6.3 Описание систем безопасности

6.3.1 Система аварийного останова реактора

Аварийный останов реактора осуществляется введением в активную зону рабочих органов СУЗ, каждый из которых представляет собой пучок стержней. Управляются рабочие органы электромагнитным шаговым приводом.

Эффективность рабочих органов, выполняющих функцию A3, выбирается из условия, чтобы их суммарная реактивность без одного, наиболее эффективного, с запасом не менее 20% была достаточна для компенсации эффектов реактивности, связанных с изменением мощности от 100% до нуля, и обеспечения начальной подкритичности 0,01.

При последующем расхолаживании реактор поддерживается в подкритическом состоянии

94

6.3.2 Система аварийного охлаждения активной зоны

САОЗ предназначена для охлаждения активной зоны в условиях аварии с поте теплоносителя первого контура и состоит из трех подсистем: системы пассивного впрыска с гидроаккумуляторами, системы активного впрыска с насосами высокого давления и системы активного впрыска с насосами низкого давления.

6.3.3 Защитная оболочка

Для АЭС с ВВЭР—1000 локализация продуктов деления при МПА обеспечивается защитной оболочкой, которая включает все помещения главного циркуляционного контура,

Сводный объем под оболочкой составляет около60000 м3. В ЗО смонтированы вентиляционная установка и бассейн выдержки топлива.

Трубопроводные и кабельные связи между оборудованием, расположенным внутри ЗО и вне ее, осуществляются через герметичные трубные и кабельные проходки специально

установка последовательно трех быстродействующих пневмоклапанов, каждый из которых управляется своей системой воздуха высокого давления и обеспечивает изоляцию объема под ЗО от окружающей среды.

6.4 Аварийные режимы

Примерный перечень исходных событий и соответствующих им проектных ,авари рассматриваемых при обосновании безопасности АЭС, представлен в разделе 3.2.

Рассмотрим кратко результаты анализа некоторых из них.

Выброс рабочего органа СУЗ. Выброс рабочего органа потенциально возможен при разгерметизации чехла привода СУЗ.

Для исключения выброса рабочего органа предусмотрены специальные стопорящи устройства. Если указанное устройство окажется неэффективным и под действием подъемных сил на привод орган регулирования будет выброшен из активной зоны, произойдет нейтронная вспышка. Анализ показывает, что весь связанный с нейтронной вспышкой нестационарный аварийный процесс в реакторе закончится раньше, чем заметным образом проявится изменение параметров, связанное с образовавшейся течью теплоносителя (dy ≈30 мм).

Поскольку в реакторах ВВЭР время передачи тепла от топливных элементов к теплоносителю (3 с) велико по сравнению со временем нейтронной вспышки, изменение отвода тепла от твэла за время вспышки мало по сравнению с приростом тепловыделения в результате увеличения

плотности потока нейтронов. В связи с этим разогрев теплоносителя происходит значительной задержкой и обратные связи по реактивности из-за разогрева теплоносителя оказываются несущественными. Проведенный анализ для состояния работы реактора на номинальной мощности показал, что, поскольку максимальная эффективность рабочего органа в этом состоянии оценивается величиной, равной 0,0025, возможный его выброс не является опасным.

95

Нарушение расхода теплоносителя первого контура. Снижение расхода теплоносителя может произойти при выходе из строя одного или нескольких ГЦН из—за отказов собственно насосов, системы электроснабжения или ошибочных действий персонала.

При обесточивании одного из насосов сохранение условий безопасной эксплуатации на пониженном уровне мощности обеспечивается системой автоматического регулирования. При обесточивании четырех работающих насосов срабатываетA3 первого рода и установка переводится в режим расхолаживания.

Отвод тепла от активной зоны обеспечивается за счет выбега насосов с последующим переходом на естественную циркуляцию по первому контуру. Главный циркуляционный насос снабжен специальным маховиком для обеспечения постоянной времени торможения насоса не менее 30 с (время спада расхода— теплоносителя в 2,7 раза). Такая инерционность позволяет допустить, не предусматривая запасов по расходу на отключение , насосовперерывы электропитания до 3 с и обеспечивает охлаждение реактора после срабатыванияA3 в случае длительной потери электропитания. Наихудшие условия охлаждения твэлов складываются при заклинивании одного из насосов.

При снижении напора ГЦН срабатывает A3 первого рода с переводом установки в режим расхолаживания. В рассматриваемом режиме может произойти кризис теплоотдачи в наиболее теплонапряженных участках активной зоны.

Потеря электропитания собственных нужд АЭСвозникает при потере внешнего электроснабжения и отключении станционных турбогенераторов.

По сигналу обесточивания собственных нужд происходит срабатывание A3 реактора.

Врассматриваемой аварии сброс пара в конденсатор турбины не допускается, так как отсутствует расход охлаждающей технической воды. Для сброса пара из парогенераторов срабатывают БРУ—А и предохранительные клапаны, обеспечивая отвод тепла от реактора. Включается система аварийной подпитки парогенераторов.

Врезультате обесточивания всех ГЦН их обороты и расход теплоносителя через реактор снижаются в соответствии с кривой выбега насосов. После выбега насосов расход по первому контуру обеспечивается естественной циркуляцией.

Максимальная проектная авария. В качестве МПА рассматривается мгновенный разрыв трубопровода первого контура максимального диаметра850 мм с беспрепятственным двухсторонним истечением теплоносителя при работе реактора на номинальной мощности с учетом ее превышения за счет допусков системы контроля и управления.

Характер переходных процессов при МПА в значительной мере определяется характером истечения теплоносителя из первого контура.

Авария с разрывом трубопровода на входе в реакторсопровождается очень большим

расходом истечения теплоносителя из первого контура. Поэтому эта авария приводит к наиболее быстрому обезвоживанию реактора. Освобождение первого контура от теплоносителя происходит примерно за 10 с.

Номинальная температура оболочек твэлов зависит от эффективности работы системы аварийного охлаждения активной зоны.

Впрыск воды в реактор начинается после того, как давление в нем упадет ниже давления азота в гидроаккумуляторах, принятого равным примерно 6,0 МПа.

После создания в активной зоне соответствующего уровня, онводыс помощью гидроаккумуляторов поддерживается и постепенно увеличивается до полного затопления зоны с помощью насосов низкого давления.

предусматривается подача электроэнергии от системы аварийного электроснабжения.

В качестве иллюстрации, приведем пример МПА для2—го блока Хмельницкой АЭС с реактором второго поколения ВВЭР—1000 проекта В—320. В ТЭО рассматривается сценарий наиболее тяжелой проектной аварии, описанной на слайде«МПА». В указанной аварии с учетом предусмотренных мероприятий по охлаждению активной зоны системой СА

96

обеспечивается непревышение параметров максимального проектного повреждения твэлов (температура оболочек твэлов – не более 1200˚С; локальная глубина окисления оболочек твэлов

– не более 18% от первоначальной толщины стенки; для прореагировавшего циркония– не более 1% его массы в оболочках; импульсное предельное удельное энерговыделение твэлов– не более 200ккал/кг, при котором не происходит существенного разрушения фрагментации твэла).

Выброс в окружающую среду определяется неплотностью ЗО энергоблока и временем существования повышенного давления в ней. В состав выброса в атмосферу входят ,РБГ радиоизотопы йода, аэрозоли 137Cs и 90 Sr.

Максимальные расчетные дозовые нагрузки на население в10—км зоне будут составлять величину не более 50мЗв на все тело, т.е. не превысят установленных НРБУ—97 лимитов при наихудших метеоусловиях и высоте выброса и не будут превышать границы оправданности эвакуации населения.

Вопросы для самоконтроля

1.Перечислите важные для безопасности защитные системы безопасности (СБ).

2.Перечислите важные для безопасности локализирующие СБ.

3.Перечислите важные для безопасности обеспечивающие СБ.

4.Перечислите важные для безопасности управляющие СБ.

5.Опишите систему САОР.

6.Опишите ситему САОЗ.

7.Что такое аварийные режимы.

8.Какая авария считается максимально проектной для ВВЭР-1000.

97