Зеленая энергия - популярно об экологии, химии, технологиях

  • Увеличить размер шрифта
  • Размер шрифта по умолчанию
  • Уменьшить размер шрифта
Home Библиотека Безопасность АЭС экология Безопасность действующих АЭС

Безопасность действующих АЭС

Система аварийной остановки реактора

Аварийная остановка 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 автоматической защиты (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 борной системой (введением в теплоноситель первого контура раствора борной кислоты). Суммарная эффективность органов регулирования составляет при 20° С около 6%.

При проектировании управляющих систем предусматриваются меры, исключающие самопроизвольное извлечение рабочих органов. СУЗ из активной зоны. Для исключения выброса отдельных рабочих органов из активной зоны при разгерметизации чехловых труб приводов служат устройства, удерживающие штангу привода при появлении на ней перепада давления. Специальной конструкцией ограничивается возможность перемещения чехловых труб в случаеях отрыва от крышки реактора. Конструкция реактора обеспечивает ввод рабочих органов в активную зону при всех проектных авариях, включая МПА с потерей теплоносителя первого контура.

Функции A3, предупредительной защиты и блокировки для реактора типа ВВЭР-1000 выполняют четыре рода защит.

Аварийная защита (АЗ-1) характеризуется введением всех рабочих органов в активную зону под действием их собственного веса после обесточивания приводов СУЗ, причем введение не прекращается после снятия аварийного сигнала.

На случай аварийных ситуаций предусмотрена быстродействующая система аварийного впрыска бора.

Важное значение для ядерной безопасности имеют саморегулирующие свойства активной зоны, характеризуемые коэффициентами реактивности.

Холодное состояние характеризуется температурой воды и топлива 20° С, а, рабочее состояние — средней температурой воды 307° С, температурой топлива, соответствующей номинальной мощности и стационарным отравлением.

Система аварийного охлаждения активной зоны

САОЗ предназначена для охлаждения активной зоны в условиях аварии с потерей 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.

Система пассивного впрыска состоит из четырех гидроаккумуляторов с трубопроводами и арматурой. Каждый гидроаккумулятор объемом примерно 60 м3 содержит 50 м3 воды, с концентрацией борной кислоты 16 г/кг. В гидроаккумуляторе создается и поддерживается азотом давление 6 МПа. На каждой ветке от гидроаккумулятора к реактору установлены четыре клапана: два обратных и два быстродействующих запорных. Первые обеспечивают слив воды в реактор при снижении давления в нем ниже 6 МПа, а вторые — отсекают гидроаккумулятор от реактора после слива воды для предотвращения попадания в него азота.

Для выполнения функции охлаждения активной зоны системой пассивного впрыска при разрыве главного циркуляционного трубопровода необходимо подать воду в реактор от трех гидроаккумуляторов, а при разрыве трубопровода, соединяющего гидроаккумулятор с реактором,— от любых двух гидроаккумуляторов.

Система активного впрыска с насосом низкого давления, состоит из трех независимых каналов. При прохождении сигнала на включение системы запускаются насосы низкого давления, открываются быстродействующие клапаны с пневмоприводом и вода из бака аварийного запаса раствора бора подается в реактор. Задвижки с электроприводом на трубопроводе подачи воды в реактор находятся в открытом положении.

После исчерпания раствора бора в баке открывается задвижка на трубопроводе, соединяющем насос с приямком, система переходит в режим рециркуляции.

Для выполнения функции аварийного охлаждения системой необходимо, чтобы раствор бора поступал в реактор по меньшей мере по одному из каналов системы. Расход охлаждающей воды в канале составляет примерно 750 м /ч, запас воды в баке примерно 580 м3.

Система активного впрыска с насосами высокого давления близка по составу и структуре к предыдущей системе и имеет аналогичную кратность резерва по каналам.

Система аварийного расхолаживания. Аварийный отвод тепла от реактора осуществляется в два этапа. На первом этапе теплоотвод происходит за счет выпаривания теплоносителя второго контура из парогенераторов со сбросом пара в атмосферу через быстродействующие редукционные установки (БРУ-А) или предохранительные клапаны. Восполнение потерь теплоносителя второго контура в парогенераторах осуществляется трех-канальной системой аварийной подпитки.

На втором этапе процесса расхолаживания, после снижения температуры и давления в первом контуре до 150° С и 2,5 МПа соответственно, аварийный отвод тепла от реактора осуществляется с использованием теплообменников и насосов системы активного впрыска низкого давления. Расход теплоносителя первого контура в режиме расхолаживания составляет 750 т/ч.

Локализующие системы безопасности

Для АЭС с ВВЭР-1000 локализация продуктов деления при МПА обеспечивается защитной оболочкой (которая включает все помещения главного циркуляционного контура, реакторный зал и рассчитана на полное давление, возникающее при истечении всего теплоносителя (0,49 МПа)).

Защитная оболочка выполнена из предварительно напряженного железобетона с внутренней облицовкой.

Сводный объем под оболочкой составляет около 60 000 м3. В 3О смонтированы вентиляционная установка и бассейн перегрузки топлива.

Трубопроводные и кабельные связи между оборудованием, расположенным внутри 3О и вне ее, осуществляются через герметичные трубные и кабельные проходки специальной конструкции. Снижение давления и соответственно уменьшение утечки радиоактивных продуктов за пределы 3О обеспечиваются спринклерной системой. Для выведения радиоактивных продуктов из атмосферы 3О в распыляемую воду добавляются химические вещества.

На трубопроводах, связывающих 3О с внешними системами, предусматривается установка последовательно трех быстродействующих пневмоклапанов, каждый из которых управляется своей системой воздуха высокого давления и обеспечивает изоляцию объема под ЗО от окружающей среды.

Аварийные режимы

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

Как было отмечено выше, для исключения выброса рабочего органа предусмотрены специальные стопорящие 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.

Главную защитную роль в подобной аварии в реакторе ВВЭР играет большой мощностной эффект реактивности. Ожидаемое минимальное время выброса составляет 0,2 с. Поскольку в реакторах ВВЭР время подачи 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 со 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 0,0025, возможный его выброс не представляется опасным.

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 срабатывает A3 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 по времени торможением насоса не менее 30 с (время спада расхода- теплоносителя в 2,7 раза). Такая инерционность позволяет допустить, не предусматривая запасов по расходу на отключение насосов, перерывы электропитания до 3 с и обеспечивает охлаждение реактора после срабатывания A3 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 АЭС возникает при потере внешнего электроснабжения и отключении станционных турбогенераторов.

По сигналу обесточивания собственных нужд происходит срабатывание A3 реактора.

В рассматриваемой 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. В результате 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 диаметра 850 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. Рассматривается авария при разрыве трубопровода на входе в реактор. Вследствие больших расходов истечения теплоносителя эта авария сопровождается наиболее быстрым обезвоживанием реактора. В начальный момент аварии расход теплоносителя из первого контура достигает огромного значения. Это приводит к освобождению первого контура от теплоносителя 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 уровня воды, с помощью гидроаккумуляторов он поддерживается и постепенно увеличивается до полного затопления зоны с помощью насосов низкого давления.

Поскольку при аварийной остановке блока не исключено обесточивание собственных нужд АЭС, то на все потребители, участвующие в обеспечении безопасности, предусматривается подача электроэнергии от системы надежного электроснабжения.

ЯЭУ с реактором ВВЭР-440 Основные характеристики

Каждая из шести петель первого контура включает ГЦН, горизонтальный парогенератор, две главные запорные задвижки с электроприводом и трубопроводы с внутренним диаметром 500 мм.

В унифицированном проекте с реактором ВВЭР-440 установлены ГЦН с инерционным маховиком, обеспечивающим необходимую характеристику выбега насоса при обесточивании. Реакторная установка оснащена пассивными и активными подсистемами САОЗ, рассчитанными на разрыв трубопровода первого контура полным сечением с внутренним диаметром 500 м.

Приняты три независимых функционально и физически разделенных канала в системах безопасности.

Рассмотрим особенности в решении вопросов безопасности АЭС с реактором ВВЭР-440.

Система остановки реактора

Включает систему механических органов СУЗ, систему борного регулирования и систему аварийного ввода бора. Функцию A3 выполняет система механических органов СУЗ, обеспечивающая ввод отрицательной реактивности при аварийных режимах со скоростью около 2%/с.При использовании указанной системы для регулирования скорость высвобождения реактивности не более 0,22%/с. В активной зоне реактора ВВЭР-440 размещено 37 органов СУЗ.

Рабочий орган СУЗ состоит из двух частей: верхняя — поглотитель, нижняя — ядерное топливо. При взведении органа СУЗ поглотитель извлекается из активной зоны' и его место занимает топливная часть. Таким образом, подъем рабочего органа высвобождает реактивность реактора как за счет уменьшения поглощения нейтронов, так и за счет увеличения массы топлива в активной зоне.

По эффективности воздействия на мощность различают четыре рода аварийной защиты, причем функцию быстродействующей защиты выполняет A3 первого рода. При появлении сигнала АЗ-1 обесточиваются силовые цепи питания исполнительных механизмов и все рабочие органы СУЗ из любых положений вводятся в активную зону самоходом.

Система аварийного охлаждения активной зоны

САОЗ состоит из трех подсистем, которые по составу, структуре и алгоритму работы аналогичны подсистемам САОЗ ЯЭУ с ВВЭР-1000.

Гидроаккумулятор системы пассивного впрыска имеет общий объем примерно 70 м3, причем объем газовой подушки при давлении примерно 6 МПа составляет 20—30 м3. Расход охлаждающей воды канала системы активного впрыска низкого давления равен примерно 300 м3/ч.

Система аварийного расхолаживания

Аварийный отвод тепла осуществляется выпариванием теплоносителя второго контура из парогенераторов со сбросом пара в атмосферу через БРУ-А или предохранительные клапаны, уставки открытия которых составляют примерно соответственно 5,3 и 5,5 МПа. Восполнение потерь теплоносителя второго контура в парогенераторах осуществляется аварийными питательными насосами, забирающими воду из деаэраторов второго контура.

Системы локализации. Для унифицированных установок с реактором ВВЭР-440 локализующие системы обеспечивают безопасность при авариях вплоть до мгновенного разрыва главного циркуляционного трубопровода. Локализация продуктов деления, выходящих за пределы первого контура, осуществляется с помощью системы герметичных помещений. Общий объем герметичных помещений с системой локализации составляет около 50 000 м3.

Давление в боксах в процессе МПА не превышает 0,245 МПа при температуре среды 125° С, что обеспечивается конденсацией пара в первый период аварии в конденсаторе-барботере.

ЯЭУ с реактором  типа PWR

Концепцией безопасности предусматривается выполнение четырех групп мероприятий по обеспечению надежности оборудования:

  • проверка первоначальной целостности элементов оборудования по нескольким независимым программам гарантии качества (принцип многократной проверки оборудования);
  • определение предельных рабочих характеристик материала (принцип наихудшего случая);
  • постоянная проверка в процессе эксплуатации соответствия рабочего режима условиям проекта;
  • проверка и оценка расчетных программ для ЭВМ, предположений о механизмах разрушений, а также оценка методов не-разрушающего контроля.

Принцип единичного отказа. При обосновании безопасности рассматривается единичный отказ не только активных, но и пассивных элементов.

В дополнение к единичному отказу при обосновании безопасности накладывается дополнительное требование о нахождении в ремонте единицы_ резервного оборудования (канала системы) в момент поступления требования. Таким образом, при построении систем предусматривается на два канала больше, чем это необходимо для того, чтобы справиться с любой проектной аварийной ситуацией. В большинстве случаев это требование выполняется использованием структуры «2 из 4».

Максимальная проектная авария. В качестве максимальной проектной аварии рассматривается разрыв трубопровода первого контура с двухсторонним Истечением любой конфигурации и в любом месте, в том числе с неограниченным раскрытием сечения вдоль трубы. Также требуется рассмотрение разгерметизации корпуса реактора ниже активной зоны площадью до 20 см2. При анализе аварий с разгерметизацией первого контура учитывается возможность обесточивания собственных нужд станции.

Система аварийного охлаждения активной зоны. САОЗ предназначена для выполнения следующих функций:

  • отвод остаточных тепловыделений при нормальной остановке реактора и, если это необходимо, расхолаживание его вплоть до температуры окружающей среды;
  • залив и аварийное охлаждение активной зоны при всех проектных авариях с разгерметизацией первого контура;
  • отвод остаточных тепловыделений в случае воздействия внешних факторов (например, землетрясения), требующих длительного отвода тепла;
  • отвод остаточных тепловыделений от топливных сборок в бассейне перегрузки при открытом реакторе в случае аварий, при которых энергоснабжение собственных нужд обеспечивается аварийными дизель-генераторами;
  • залив и осушение бассейна перегрузки реактора.

САОЗ состоит из четырех полностью независимых каналов, каждый из которых работает на одну из четырех петель первого контура. Канал включает в себя насос высокого давления, два гидроаккумулятора (один связан с горячей, другой с холодной веткой) и насос низкого давления. Всасывающие магистрали насосов низкого и высокого давления подсоединены к бакам с запасом борированной воды. Другая всасывающая линия, отключенная в процессе нормальной эксплуатации, связывает приямок 30 с насосами низкого давления.

Насосы высокого давления подают воду в горячую ветку через автоматический трехходовой клапан. Этот клапан переключается на подачу воды в холодную ветку в случае разгерметизации горячей ветки.

Каждый из восьми гидроаккумуляторов системы содержит 34 м3 воды; подача воды из них начинается, когда давление в первом контуре падает до 2,5 МПа, максимальный расход воды из гидроаккумулятора достигает 550 кг/с. В случаях большого разрыва запас воды в гидроаккумуляторах исчерпывается примерно за 150 с. Производительность каждого из четырех насосов низкого давления составляет около 330 кг/с.

САОЗ имеет ряд характерных особенностей:

  • все подсистемы могут быть испытаны при работе на мощности без снижения общей готовности защитной системы во время испытаний;
  • все оборудование, необходимое для отвода остаточных тепловыделений, расположено в кольцевом пространстве (вокруг первичной 30) и защищено бетонной оболочкой от внешних воздействий.

Система отвода тепла вторым контуром. Основой принятой концепции системы отвода остаточных тепловыделений является постоянная связь первого и второго контуров через парогенераторы. До тех пор пока во второй контур подается питательная вода, обеспечено охлаждение первого контура в режиме естественной циркуляции. Согласно этой концепции принимаются меры для обеспечения подачи питательной воды во второй контур с высокой надежностью.

Система питательной воды и система главных паропроводов до первого отсечного клапана вне 30 относятся к числу систем, важных для безопасности, так как они участвуют в отводе остаточных тепловыделений как при нормальном выводе установки из эксплуатации, так и при аварийных ситуациях, особенно в случае малых течей в первом контуре, авариях, связанных с повреждением основных систем отвода тепла, и внешних воздействиях. При выходе из строя главных питательных насосов аварийный отвод тепла может осуществляться путем подачи воды в ПГ от двух насосов, используемых в режимах пуска и остановки; эти насосы способны работать от системы аварийного энергоснабжения, причем работы одного из них достаточно для отвода остаточных тепловыделений при постоянной температуре.

Система аварийной подачи питательной воды состоит из четырех каналов, связанных с четырьмя парогенераторами. Каждый канал включает в себя аварийный питательный насос с электроприводом, дизель-генератор с запасом топлива на 24 ч и бак с запасом чистого конденсата. Каждый из аварийных питательных насосов способен выполнить функцию отвода остаточных тепловыделений. Запаса воды в двух из четырех баках чистого конденсата (360 м3) достаточно для работы в течение 10 ч. Баки чистого конденсата каждого канала связаны между собой перемычками с нормально закрытыми клапанами.

Система аварийной подачи питательной воды расположена в отдельном здании, защищенном от внешних воздействий (здание аварийного водоснабжения).

Система аварийной остановки реактора. При срабатывании системы защиты реактора рабочие органы под действием собственного веса вводятся в активную зону. Система A3 состоит из 61 стержня. Показано, что при отказе любых четырех стержней реактор надежно глушится. На маловероятный случай блокирования всех управляющих стержней предусмотрена система аварийного ввода бора, способная произвести остановку реактора. Система ввода бора включается автоматически.

Защитная оболочка. Для PWR были приняты сухие 3О сферической формы из стали. ЗО толщиной 30 мм, рассчитанная на внутреннее давление до 0,53—0,63 МПа в современных и строящихся АЭС, окружает петли первого контура, парогенераторы с необходимыми элементами второго контура и бассейном-хранилищем отработавшего топлива. Свободный объем внутри ЗО строящихся АЭС составляет около 70 000 м3. От внутреннего механического воздействия при аварии ЗО предохраняется защитным цилиндрическим бетонным барьером, окружающим основные компоненты, находящиеся под давлением. От внешнего воздействия ее защищает бетонное здание с толщиной стенки 1,8—2 м (вторичная оболочка). При анализе внешних воздействий рассматривается падение самолета массой 20 т со скоростью 770 км/ч.

Пространство между оболочками проектируется так, чтобы оно было доступным для обследования и давление в нем могло поддерживаться меньше, чем атмосферное. Это позволяет локализовать протечки через первичную ЗО и обеспечить их фильтрацию.

Предусматриваются испытания ЗО на герметичность. Начальные испытания ведутся при атмосферном, избыточном (50 кПа) и проектном давлении, периодические — при избыточном давлении. Для защитных оболочек современных АЭС допускаются суммарные суточные протечки, не превышающие 0,25% суточного объема протечек при проектном давлении. Элементы, связанные с системой удаления протечек, испытываются не реже одного раза в год.

Для предупреждения взрыва или воспламенения водорода предусмотрены системы контроля его концентрации в атмосфере ЗО (допускаемая проектная концентрация 4%), принудительного перемешивания атмосферы ЗО и удаления избыточного водорода.

Направления совершенствования легководных реакторов. В настоящее время разработана программа создания усовершенствованного реактора ALWR. Энергоблок с реактором ALWR должен быть значительно упрощен, основан на использовании проверенной технологии, иметь улучшенные показатели безопасности.

Основные тенденции при разработке усовершенствованного легководного реактора состоят в следующем.

Развитие свойства самозащищенности. Одна из основных особенностей активной зоны усовершенствованного реактора — меньшая по сравнению с современными PWR линейная тепловая нагрузка и увеличенный запас до кипения теплоносителя.

Число ТВС и число твэлов в ТВС увеличиваются, в результате чего линейная нагрузка уменьшается до значения менее 130 Вт/см, энергонапряженность активной зоны уменьшается примерно на 40%. Увеличивается теплоемкость зоны, обеспечивается более медленное протекание аварийных процессов. Значительно увеличивается объем теплоносителя над активной зоной; свыше 85% теплоносителя первого контура находится над активной зоной во время работы реактора. Это усовершенствование достигается путем опускания активной, зоны в корпусе реактора и более высокого расположения входных и выходных патрубков.

Использование пассивных систем безопасности. Безопасность реактора основана на максимальном использовании пассивных систем безопасности. Плотная компоновка всех аварийных запасов воды позволяет существенно сократить число трубопроводов и арматуры. В системе аварийного охлаждения отсутствуют насосы, приводы клапанов запитываются от аккумуляторов, что позволило отказаться от ДГ как системы безопасности. Увеличивается количество теплоносителя внутри пассивных систем, расположенных в ЗО или в первом контуре (компенсаторы давления, емкости).

Длительный режим расхолаживания активной зоны обеспечивается подключением запаса воды из бассейна выдержки ТВС, вода из которого под действием силы тяжести поступает в реактор. Запас воды в бассейне постоянно пополняется из-за конденсации паров теплоносителя первого контура на стальных стенках ЗО. Тепло через стенку ЗО отводится в атмосферу.

Гарантированное охлаждение активной зоны.

Активные элементы, предназначенные для гарантированного охлаждения активной зоны, объединены в систему защитных.устройств, подсоединенную к первому контуру. Упрощение циркуляционного тракта снижает вероятность аварии с потерей теплоносителя.

Большие надежность и безопасность будут достигаться упрощением систем аварийного охлаждения, уменьшением количества выполняемых ими функций и исключением излишних взаимных связей.

Активная зона имеет выгорающие поглотители, что обеспечивает отрицательный температурный коэффициент реактивности во всей области параметров. Приняты меры по снижению флюенса нейтронов на корпус реактора.

Вероятность расплавления активной зоны. Согласно оценкам частота расплавления активной зоны для усовершенствованного реактора с водой под давлением в 30—40 раз ниже по сравнению с обычными реакторами с водой под давлением.

ЯЭУ с реактором на быстрых нейтронах

Одним из существенных преимуществ РБН является низкое рабочее давление теплоносителя (натрия), связанное с его высокой температурой кипения. Оборудование первого контура РБН испытывает сравнительно умеренные механические нагрузки и выполняется тонкостенным. Следствием этого является возможность окружения объема первого контура дополнительным герметичным кожухом, сконструированным таким образом, что разрушение стенки первого контура не приводит к осушению активной зоны и разрыву циркуляции теплоносителя.

Имеются две принципиально разные компоновочные схемы РБН —петлевая и интегральная. Один из наиболее существенных недостатков петлевой компоновки — наличие трубопроводов большого диаметра с высокоактивным натрием, работающих при высокой температуре и подверженных глубоким и резким теплосменам.

Интегральная компоновка характеризуется совместным размещением всех основных компонентов первого контура в едином баке, заполненном натрием. Циркуляция в первом контуре осуществляется по внутренним полостям реактора и коротким соединительным трубопроводам, погруженным в натрий. Такая компоновка значительно сокращает общую поверхность первого контура и снижает ее максимальную температуру, а в целом уменьшает вероятность утечек радиоактивного натрия.

Следует также отметить, что при интегральной компоновке в первом контуре отсутствует запорная трубопроводная арматура. В целом технологическая схема установки получается более простой, а конструкция более компактной, поэтому данный тип компоновки обеспечивает максимальную надежность охлаждения топлива и локализацию радиоактивных продуктов как при нормальной работе, так и в аварийных режимах. Большой объем натрия и металлоконструкций, заключенных в баке, дают значительную теплоемкость, что позволяет длительно аккумулировать остаточное тепловыделение при отказах основных систем теплоотвода.

Примером петлевой компоновки может служить реактор БН-350, а интегральной — БН-600. Основные характеристики этих реакторов, непосредственно влияющие на их безопасность, приведены ниже.

Надежный теплоотвод

Специфической особенностью РБН является высокая тепло-напряженность активной зоны, поэтому первостепенное внимание уделяется созданию условий надежного теплоотвода. Для исключения случайного блокирования входа теплоносителя в ТВС запитка сборок осуществляется через систему входных отверстий, разнесенных по высоте и периметру боковой поверхности хвостовика сборки и дроссельной втулки напорного коллектора. Это практически исключает возможность одновременного перекрытия каким-либо посторонним предметом более одного входного отверстия.

Опасное несоответствие между мощностью ТВС и расходом теплоносителя через нее возникло бы при постановке в гнездо центральной зоны (зоны малого обогащения) сборки с топливом высокого обогащения. Эта ошибка исключена конструктивными мерами: геометрия хвостовика периферийной ТВС подобрана так, что ее нельзя поставить в центральную зону.

Ухудшение отвода тепла в целом по активной зоне предотвращается многопетлевой схемой установки по основным контурам, обеспечением надежного электроснабжения, проектными мерами по надежной герметичности натриевых систем. Низкое рабочее давление и хорошая работоспособность конструкционных материалов при соблюдении необходимой чистоты натрия делают маловероятным быстроразвивающееся разуплотнение первого контура.

Анализ эффектов реактивности

Проектный анализ включает тщательное рассмотрение возможностей непреднамеренного ввода реактивности и связанного с этим повышения мощности реактора. Источниками положительной реактивности являются попавшие в теплоноситель первого контура газ, вода или масло, несанкционированное извлечение органов управления и другие явления. Попадание воды и продуктов ее взаимодействия в активную зону исключается введением в схему промежуточного натриевого контура, разделяющего первый и пароводяной контуры. Этим предотвращена также возможность проникновения радиоактивности в водяной контур, Попадание масла предотвращается тщательной отработкой подшипниковых узлов и уплотнений вала ГЦН. Большое количество газа в активной зоне было бы возможно при захвате его натрием в газовой подушке реактора. Правильная организация течения теплоносителя по первому контуру позволяет избежать этого явления. Для исключения сильного возмущения свободной поверхности теплоносителя на ней в некоторых проектах предусмотрено размещение специальных успокоителей. Рассмотрены, наконец, последствия попадания газовых продуктов деления в контур. Показано, что разуплотнение некоторого количества твэлов не приведет к значительному возмущению реактивности.

Специфической особенностью РБН является высокая чувствительность к перемещению топлива в активной зоне. Неудачный способ крепления ТВС в некоторых проектах, например фиксация сборок сверху и снизу, приводил к положительной составляющей мощностного эффекта реактивности из-за прогиба твэлов к центру активной зоны. В БН-350 и БН-600 фиксация ТВС сверху отсутствует, поэтому при выходе на мощность сборки веером отклоняются к периферии, обеспечивая отрицательный эффект реактивности. Это движение ограничено внешними удерживающими устройствами и наличием особых конструктивных элементов (платиков) вверху шестигранных чехлов ТВС. Такая конструкция ограничивает также гидродинамический эффект реактивности, обусловленный отклонением сборок при изменении режима циркуляции.

В активной зоне РБН связь по реактивности отдельных ее частей велика благодаря большой средней длине свободного пробега нейтронов, даже перемещение диаметрально противоположных стержней управления в разные стороны до концевых выключателей не приводит к значительному перекосу нейтронного поля.

Защитные системы

Действие защитных систем реактора начинается в том случае, если, несмотря на все проектные меры, в работе установки происходят существенные нарушения. Эти нарушения должны быть своевременно и надежно зафиксированы. При опасных нарушениях срабатывает система A3. Надежности срабатывания рабочих органов A3 уделяется особое внимание. В соответствии с правилами ядерной безопасности в систему A3 включено несколько датчиков контроля на каждый параметр, заведенный в систему, несколько независимых каналов УСБ и не менее двух независимых систем воздействия на реактивность. Каждая система воздействия на реактивность способна безопасно перевести реактор в подкритическое состояние и поддерживать его в этом состоянии. Создание двух систем реализуется чаще всего увеличением числа поглощающих стержней и разделения их на независимые группы. При этом по возможности в разных группах применяются разные технические принципы, например, разное конструктивное исполнение — малозвенные или сплошные стержни в одной группе и гибкие многозвенные стержни — в другой, разные способы удержания, разные механизмы принудительного введения в активную зону и т. п. Разнообразие элементов и принципов работы системы A3 уменьшает вероятность ее отказа по общей причине.

Другая защитная система — аварийного расхолаживания обеспечивает отвод остаточного тепловыделения после гашения цепной' реакции деления. Она состоит из нескольких независимых каналов отвода тепла. При нормальном расхолаживании используются основные контуры и тепло отводится через промежуточные теплообменники натрий — натрий и парогенераторы 'по нескольким параллельным петлям. Аварийное расхолаживание при обесточивании обеспечивается естественной циркуляцией.

Высокая химическая активность натрия по отношению к воде третьего контура нейтрализуется созданием надежных ПГ, их секционированием, использованием средств ранней диагностики течей. Например, в БН-600 в каждой петле установлено восемь парогенерирующих секций.

Основные направления повышения безопасности

Внутренняя безопасность. Оптимизация конструкторских, режимных и технологических решений в целях повышения безопасности РБН идет по пути максимального использования внутренне присущих этому типу реакторов благоприятных характеристик, в первую очередь низкого давления в первом контуре, большого запаса рабочих температур до кипения теплоносителя, низкого оперативного запаса реактивности. Основное направление — повышение в аварийных условиях роли простых, действующих на ясных физических принципах механизмов, способствующих саморегулированию реактора и снятию остаточного тепловыделения после гашения цепной реакции деления.

Уменьшение запаса реактивности. Введение положительной реактивности возможно при ошибочном извлечении поглощающего стержня управления.

Улучшение свойств саморегулирования. Саморегулированию реактора способствуют отрицательные обратные связи по реактивности при повышении мощности. Исключение составляет только натриевый плотностной эффект реактивности, который в реакторах большой мощности может оказаться положительным. Однако этот компонент невелик и намного перекрывается другими, отрицательными.

При разработке РБН повышенной безопасности особое внимание должно быть уделено действию обратных связей при наиболее опасной аварии — отказе системы отвода тепла и несрабатывании аварийной защиты.

Повышение роли пассивных способов расхолаживания. Важной задачей является отвод остаточного тепловыделения. Система расхолаживания предполагает отвод тепла к воздуху. Она представляет собой автономную натриевую петлю, содержащую внутриреакторный теплообменник и сбросной теплообменник натрий — воздух. Естественная циркуляция в нем имеет место при аварийном режиме как со стороны натрия, так и со стороны воздуха. При нормальной работе реактора эта система расхолаживания не функционирует.

ЯЭУ с реактором типа ВТГР

Безопасность ВТГР обеспечивается комплексом технических мероприятий и внутренними характеристиками безопасности реактора, включающими:

  1. отрицательный температурный коэффициент реактивности, определяющий устойчивость работы реактора во всем диапазоне мощностей;
  2. использование активной зоны, в которой топливо локализовано в большом количестве микротвэлов с многослойным терморадиационным покрытием;
  3. использование графита в качестве основного конструкционного материала активной зоны, имеющего температуру сублимации 3700° С, являющегося термически стойким в инертной среде и обеспечивающего высокую теплоемкость активной зоны;
  4. химическую радиационную стабильность, инертность и отсутствие фазовых превращений гелиевого теплоносителя;
  5. наличие нескольких барьеров локализации продуктов деления в пределах реактора: многослойные покрытия микротвэлов графит сердечника и оболочки твэлов; первый контур, объем которого в 10 раз превышает объем зоны; стальной корпус или железобетонный корпус с двойной герметизирующей облицовкой; защитную герметичную оболочку, заключающую в себе оборудование первого и пароводяного контуров, разгрузочно-загрузочный комплекс и вспомогательные системы реакторной установки;
  6. организацию непрерывной загрузки-выгрузки шаровых твэлов из активной зоны, обеспечивающую отсутствие большого запаса реактивности на выгорание;
  7. пониженную энергонапряженность активной зоны (6— 8 кВт/л);
  8. теплофизические параметры реактора, исключающие заметное проявление эффекта Вигнера, связанное с накоплением энергии в графите.

Проектный предел повреждения твэлов для нормальной эксплуатации, определяющий установленный уровень активности теплоносителя первого контура (1-й проектный предел повреждения твэлов), характеризуется равновесной относительной утечкой радионуклида 133 Хе, не превышающей 10-4. При этом радиоактивное загрязнение продуктами коррозии при нормальной эксплуатации не превышает проектный уровень активности по продуктам деления.

При разгерметизации первого контура обеспечивается (второй проектный предел повреждения твэлов) равновесная утечка радионуклида 133 Хе, не превышающая 10-3. Расчет активности первого контура при МПА, сопровождающейся повышением температуры топлива, должен производиться с учетом радиоактивности окисленного графита.

Активная, зона энергонапряженностью 6—8 кВт/л обладает высокой теплоемкостью, что важно при аварии в системе охлаждения активной зоны. При нормальных режимах эксплуатации реактор имеет высокую устойчивость и хорошее саморегулирование. Значительная теплоемкость графитового замедлителя и относительно низкая энергонапряженность активной зоны обусловливают замедленное протекание всех переходных процессов. Даже существенное увеличение температуры не приводит к резким или необратимым изменениям физических свойств компонентов активной зоны, таким, как - расплавление или испарение.

Наряду с отмеченными положительными характеристиками безопасности ВТГР в графитовых реакторах имеет место возможность коррозии графита твэлов при попадании воздуха или влаги при высоких температурах.

Оценка последствий аварии с разгерметизацией корпуса реактора показывает, что коррозия графита при условии прекращения принудительной циркуляции через активную зону с отводом тепловыделения через корпус реактора не превышает 10% диаметра шарового твэла, что не приводит к увеличению выхода продуктов деления.

При принудительном расхолаживании коррозия графита больше и определяется объемом герметичной оболочки, составом среды в ней и темпом расхолаживания.

Как показывают исследования коррозии графита в воздухе, наиболее интенсивно окисление графита происходит при температуре не менее 1100° С, а при снижении температуры ниже 600° С скорость взаимодействия графита с кислородом становится пренебрежимо малой.

Дополнительным барьером, предупреждающим окисление графита твэлов, является использование специальных покрытий твэлов.

Реактор THTR

Реактор THTR мощностью 300 МВт (эл.) является этапом в развитии реакторов типа ВТГР. Основные принципиальные решения его:

  • сферическая геометрия твэла и топливо в виде частиц с многослойным противоосколочным покрытием;
  • непрерывная перегрузка топлива с рециркуляцией недовыго-ревших твэлов;
  • графит в качестве замедлителя и конструкционного материала активной зоны и отражателя;
  • интегральная схема компоновки и размещения оборудования первого контура.

Установка выполнена по двухконтурной схеме. Из входной полости над активной зоной теплоноситель течет вниз, охлаждая саму активную зону. Через каналы в нижнем отражателе гелий выходит в полость под зоной и направляется вверх в парогенераторы по каналам горячего газа. С температурой 250° С он покидает ПГ и поступает в газодувки от номинального значения. Расплавление зоны практически исключено. Благодаря высокой температуростойкости топливных частиц с покрытием даже при значительном повышении температуры топлива выход осколков деления из твэлов в теплоноситель не должен существенно возрасти по сравнению с нормальной работой.

Имеются следующие активные средства безопасности:

  • реактор останавливается независимыми стержнями аварийной защиты, вводимыми непосредственно в насыпную зону;
  • остаточное тепло после аварийной остановки реактора отводится с помощью основных контуров, которые спроектированы с определенной избыточностью, так что все тепло может быть снято с помощью одной петли.

В реакторе THTR-300 для отвода остаточного тепла (как при нормальной эксплуатации, так и при авариях) используется оборудование шести основных технологических петель первого контура, состоящих из ПГ и газодувки.

Активная зона насыпного типа содержит 675 тыс. сферических твэлов диаметром 6 см. В период пуска и выхода на установившийся режим загрузки в активной зоне кроме топливных твэлов находятся также холостые графитовые элементы и твэлы с поглощающим материалом. Реактор работает в режиме непрерывной перегрузки твэлов.

Стержни СУЗ с электроприводами перемещаются внутри каналов, просверленных в блоках бокового отражателя. Система A3 включает стержни с пневмоприводами, вводимыми непосредственно в насыпную зону. Все оборудование первого контура размещено в корпусе из предварительно напряженного железобетона в полости диаметром 15,9 и высотой 15,3 м.

Безопасность реактора THTR обеспечивается благоприятными внутренними характеристиками активной зоны и рядом проектных решений: использованием топлива в виде частиц с противоосколочным покрытием; использованием графита в качестве конструкционного материала; высокой теплоемкостью твэлов и компонентов реактора; использованием химически инертного газообразного теплоносителя; отрицательным температурным коэффициентом реактивности на всех режимах работы; низкой избыточной реактивностью топливной загрузки активной зоны; использованием корпуса реактора из предварительно напряженного железобетона.

Три первых фактора из перечисленных обусловливают низкую чувствительность зоны к отклонениям мощности и теплоотвода аварий отвод остаточного тепла может осуществляться через ПГ двумя способами:

  • с помощью системы нормальной эксплуатации, включающей оборудование конденсатно-литательного тракта;
  • с помощью системы аварийного охлаждения, состоящей из двух независимых каналов подачи воды в парогенераторы.

Каждый канал системы аварийного охлаждения подключен к своим трем ПГ, при этом два (из трех) ПГ используются для аварийного расхолаживания, а третий ПГ находится в резерве. Подача воды в ПГ осуществляется из аварийных баков питательными насосами (по два в каждом канале), подключенными к аварийным дизель-генераторам.

Все перечисленные решения обеспечивают высокую степень безопасности.

Система остановки реактора. В THTR-300 аварийная и обычная остановки реактора осуществляют поглощающими стержнями. Эти стержни вводятся в предусмотренные в боковом отражателе каналы. Для управления реактором, а также в качестве второй системы остановки реактора служит группа из 42 стержней A3, которая принудительно вводится непосредственно в шаровую засыпку активной зоны. Для больших реакторов предлагается альтернативная конструкция органов регулирования в виде ввинчивающихся геликоидальных стержней.

Кроме того, предлагается дополнительная система воздействия на реактивность в виде небольших шариков из карбида бора, находящихся в камерах между приводами подвижных регуляторов и верхней тепловой защитой и способных проникать в зазоры между шаровыми твэлами. При аварии в камерах создается избыточное давление, что приводит к разрыву мембран, и поглощающие нейтроны шарики через направляющие трубы падают в предназначенные для этого каналы в активной зоне. Эта система служит запасной системой остановки реактора.

Характерные аварии для ВТГР. При анализе безопасности ВТГР рассматривается целый ряд проектных и тяжелых (гипотетических) аварий, характерных для данного типа реакторов. К числу таких аварий относятся:

  • аварии с непреднамеренным введением реактивности, вызванные неконтролируемым извлечением регулирующих стержней, изменением геометрии активной зоны (например, разрушение и падение верхнего отражателя вследствие избыточных тепловых нагрузок), отказами системы перегрузки;
  • аварии с разгерметизацией первого контура с учетом возможности попадания воздуха в первый контур и окисления графита;
  • аварии с разгерметизацией трубной системы ПГ и попаданием воды (пара) в активную зону, сопровождающиеся изменением реактивности и окислением (коррозией) графита; 232
  • аварии, связанные с нарушением (или прекращением) тепло-отвода от реактора и разогревом активной зоны;
  • аварии, связанные с разрушением технологических теплообменников, предназначенных для подвода, высокотемпературного тепла к технологическим процессам. Потенциальная опасность таких аварий связана с попаданием радиоактивности в технологический контур и далее к потребителю.

Протекание указанных аварий для ВТГР имеет, как правило, свои особенности. В частности, особенности аварии с разгерметизацией первого контура обусловлены:

  • отсутствием в железобетонном корпусе трубопроводов первого контура;
  • невозможностью критического (быстрого) разрушения корпуса из железобетона в отличие от металлических корпусов PWR;
  • невозможностью полной потери теплоносителя при разгерметизации первого контура (происходит лишь падение давления до уровня, поддерживаемого под оболочкой реактора).

Для реакторов типа ВТГР с корпусами из железобетона относительно большие масштабы разгерметизации первого контура (примерно 200—400 см2) могут быть вызваны нарушением уплотнения различных проходок в корпусе (в парогенераторных полостях, бетонной крышке над активной зоной и др.). Для уменьшения масштабов разгерметизации принимаются специальные конструктивные меры и устройства. При разгерметизации трубопроводов первого контура в системе очистки и других технологических системах масштабы течей существенно меньше. Так, максимальная течь в первом контуре при разрыве трубопровода системы очистки для реактора THTR-300 составляет примерно 33 см2.

Аварии, обусловленные попаданием воды (пара) в активную зону ВТГР, сопровождаются реактивностными эффектами, а также интенсивными взаимодействием паров воды и графита при высоких температурах и повышением давления в первом контуре.

Наиболее мощным потенциальным источником воды и пара при авариях являются ПГ. При разрушении трубной системы ПГ максимальная скорость попадания воды в первый контур может составлять несколько десятков килограмм на секунду. Защитные действия в таких авариях заключаются в оперативной остановке реактора по сигналам от датчиков влажности гелия, отсечении отказавшего ПГ и сбросе давления во втором контуре.

При несрабатывании датчиков влажности защита реактора от превышения давления в первом контуре осуществляется предохранительными клапанами. Оценки коррозионного воздействия таких аварий на графит (как элемента твэла, так и конструкции активной зоны) показали, что повреждения последнего незначительны, а работоспособность конструкций и целостность твэлов сохраняются.

В авариях с нарушением (или прекращением) теплоотвода реакторы типа ВТГР, обладающие относительно небольшой энергонапряженностью и высокой аккумулирующей способностью активной зоны, могут находиться в безопасном состоянии в течение нескольких часов. Для реактора THTR-300 такой резерв времени составляет, по пессимистическим оценкам, не менее 3 ч. За указанное время персоналом могут быть приняты корректирующие действия по неавтоматическому (ручному) вводу в действие одной из имеющихся-петель аварийного теплоотвода. Указанная возможность выполнения персоналом корректирующих действий по обеспечению безопасности учитывалась также при разработке концепции безопасности реактора HTR-500, для которого резерв времени в аварии с прекращением теплоотвода составляет не менее 10 ч.

Среди тяжелых (гипотетических) аварий для ВТГР рассматриваются различные типы аварий, которые дополнительно (к проектным авариям) включают отказы отдельных систем безопасности (отказы систем A3, аварийного расхолаживания и др.) или ошибки .персонала. К числу таких тяжелых аварий для ВТГР относятся:

  • авария с разгерметизацией первого контура в пределах максимального- проектного значения при работе установки на мощности с одновременным полным отказом активной системы аварийного охлаждения на длительное время с последующим, поступлением воздуха в активную зону реактора;
  • авария с попаданием большого количества воды в активную зону и отказ системы поиска и индикации течи аварийного парогенератора. Для обеспечения безопасности ВТГР, смягчения последствий при маловероятностных тяжелых авариях, а также защиты реактора от ряда внешних воздействий (падение самолета, ударная-волна и др.) реактор окружен снаружи ЗО, рассчитанной на определенные внешние и внутренние воздействия. Защитная оболочка для ВТГР (реактор THTR-300) — негерметичная, с обеспечением вентиляции и очистки среды под оболочкой.
 

Интересно знать

Департамент энергетики США отобрал 37 исследовательских проектов в области хранения энергии, энергии биомассы, захвата диоксида углерода и ряда других направлений. Среди них - новые металловоздушные батареи на основе ионных жидкостей с плотностью энергии превышающей в 6-20 раз плотность энергии обычных литиевых аккумуляторов, а так же проект по получению бензина непосредственно из солнечного света и CO2 используя симбиоз двух микроорганизмов.

масло мобил 10w40 mobil 1 10w40
 
Накладка купить запчасть 6L4853378B01C Skoda Audi Volkswagen Seat
 
btc mixer
 
music juices mp3