Зеленая энергия - популярно об экологии, химии, технологиях

  • Увеличить размер шрифта
  • Размер шрифта по умолчанию
  • Уменьшить размер шрифта
Home Библиотека Безопасность АЭС экология Реакторы повышенной безопасности

Реакторы повышенной безопасности

Реакторы повышенной безопасности

Безопасность АС остается главной проблемой использования этого источника энергии в будущем. Безопасность является не только проблемой предотвращения нанесения ущерба населению, к ней относятся такие важные смежные вопросы, как предотвращение экономического и экологического ущербов, простота сооружения и обслуживания систем, экономичность АС в целом. Эти вопросы возникают, в частности, из-за сложности систем безопасности и использования в них активных элементов. В современных подходах проектирования безопасных реакторов особое значение придается созданию резервных систем безопасности, анализу риска, компьютеризации систем безопасности, конструированию технических устройств с учетом инженерно-психологических факторов, усовершенствованию подготовки операторов и множеству других мероприятий.

Безопасность действующих в настоящее время ЯЭУ обеспечивается сложной иерархией защитных систем: одни из них предотвращают случайный перегрев ядерного топлива, другие препятствуют радиоактивному выбросу при нарушении герметичности системы первого контура и разрушении активной зоны. Некоторые системы безопасности, такие, как ЗО, являются пассивными, но многие другие системы, например САОЗ, которые нагнетают воду в активную зону, являются активными, должны приводиться в действие автоматически либо в предельной ситуации оператором с пульта управления. Поскольку ни оператор, ни электромеханические устройства не являются абсолютно надежными, разработчики предусмотрели резервированные системы. Резервирование, конечно, не может полностью исключить возможность большого радиоактивного выброса за пределы реактора, но оно снижает вероятность такой аварии. Необходимо развитие реакторной концепции, которая позволяла бы достичь очевидной радиационной безопасности.

Реактор повышенной безопасности должен удовлетворять требованиям, предполагающим, что, если активные системы выходят из строя, выделяющееся в результате реакции деления ядер в активной зоне тепло безопасно рассеивается посредством, например, естественной конвекции или теплового излучения; Необходимо найти такие решения, которые позволили бы благодаря пассивной остановке и охлаждению предотвратить перегрев и разрушение активной зоны, не использовать системы принудительного расхолаживания и исключить какие-либо действия оператора. Другими словами, самозащищенность, саморегулирование, самоограничение должны быть неотъемлемой характеристикой такого реактора, его внутренне присущими свойствами. Такой подход обеспечил бы существенно более высокий уровень фактической защиты населения.

Самозащищенность и внутренние свойства безопасности

Самозащищенность реактора может быть построена на использовании внутренне присущих свойств безопасности компонентов реактора и пассивных защитных средств, направленных на недопустимость массового разрушения активной зоны.

Анализ реакторных средств защиты показывает, что наиболее надежными следует считать те средства, которые способны действовать на основе физических и других законов природы непосредственно в микроструктуре реакторных материалов или конструкционных элементов активной зоны реактора и в отличие от традиционных активных защитных средств не требуют подвода энергии извне. К таковым в первую очередь относятся так называемые внутренние свойства безопасности компонентов реактора, проявляющиеся при взаимодействии теплогидравличе-ских, ядерно-физических процессов, и требует определенных качеств реальных конструкционных элементов (устройств).

К надежным средствам могут быть отнесены и пассивные средства защиты, в том числе пассивные средства теплоотвода, воздействия на реактивность, если аварийные ситуации не могут повлиять на их работоспособность. Они не требуют подвода энергии извне, постоянно готовы к работе, не требуют вмешательства эксплуатационного персонала.

Внутренне присущие свойства безопасности реактора строятся, например, на основе:

  • подбора топливной композиции, способов компенсации всей реактивности, которую технически возможно ввести в реактор;
  • подбора нейтронно-физических реактивностных эффектов, способных ограничить рост мощности реактора или заглушить его при недопустимых тепловых режимах;
  • использования химически пассивных компонентов реактора, не допускающих накопления способной к быстрому выделению дополнительной энергии;
  • выбора композиции и устройства реактора, исключающих образование вторичных критических масс при реализации любого события без учета действия активных систем;
  • выбора активной зоны, исключающей образование локальных критических масс.

Пассивные средства безопасности могут включать:

  • всережимное охлаждение или естественную циркуляцию теплоносителя в режиме аварийного расхолаживания;
  • системы аварийного охлаждения активной зоны;
  • средства воздействия на реактивность.

В настоящее время рассматриваются реакторные концепции повышенной безопасности с водо-водяным и реакторами (реактор ACT и реактор типа PIUS) и с высокотемпературными газо-охлаждаемыми реакторами (типа HTR-100).

В этих концепциях воплощена перспективная техническая задача: создание пассивных систем и обеспечение таких характеристик, при которых активная зона остается неповрежденной даже при полном отказе подачи электроэнергии к системам АС и выходе из строя активной системы аварийного охлаждения.

Водо-водяные реакторы повышенной безопасности. Реакторная установка ACT.

К настоящему времени довольно основательно разработаны концепция и конструкция водо-водяного реактора повышенной безопасности в первую очередь для целей теплоснабжения.

Отличительные особенности реакторов этого типа по сравнению с ВВЭР (PWR):

  1. как правило, интегральная система первого контура для обеспечения компактности и упрощения технических средств безопасности;
  2. применение пассивных защитных средств, действующих на основе законов гравитации и термогидравлики;
  3. применение естественной циркуляции теплоносителя в первом контуре и в тех частях второго контура, которые используются для расхолаживания;
  4. высокая теплоемкость первого контура, что упрощает требования к оборудованию для расхолаживания реактора;
  5. отвод тепла к конечному поглотителю при любой аварии осуществляется на естественной циркуляции;
  6. любая постулированная потеря теплоносителя техническими мерами ограничена настолько, что активная зона не может обнажаться даже кратковременно;
  7. относительно низкая удельная энергонапряженность активной зоны (20—30 кВт/л) и топлива (линейная нагрузка меньше 100 Вт/см, т. е. топливо «холодное»);
  8. относительно низкая тепловая мощность (200—600 МВт);
  9. упрощенная логика построения- систем безопасности на случай тяжелых аварий;
  10. процедура действий в аварийных ситуациях предельно проста — независимо от исходного события требуется два «лечебных» действия: остановка реактора (например, обесточив приводы СУЗ) и подключение второго контура к конечному поглотителю;
  11. в аварийных ситуациях — большое располагаемое время у персонала для принятия решения (для возможных корректирующих действий), поскольку возникшие нарушения и процессы развиваются медленно.

Нормативные критерии и требования к ACT

Реакторная установка сооружаемых ACT спроектирована и изготавливается в соответствии с критериями и требованиями повышенной безопасности, учитывающими особенности размещения и функционального назначения.

Можно отметить следующие основные требования:

  1. Должны быть предусмотрены меры, предотвращающие расплавление твэлов активной зоны реактора при повреждениях любого сосуда реакторной установки, приводящих к его разгерметизации в пределах возможной величины, определяемой техническими принципами устройства этого сосуда.
  2. При воздействии расчетной ударной волны или падающего самолета не должны быть разрушены и не должны потерять работоспособности как минимум один канал защитных систем и один барьер или канал систем локализации аварии.
  3. Технология изготовления твэлов и условия эксплуатации должны обеспечивать непревышение установленных пределов их повреждения (0,1% с потерей герметичности и 0,01% при контакте теплоносителя с сердечником для твэлов из спеченного диоксида урана) или эквивалентный выход радиоактивных продуктов в контур для других типов твэлов.
  4. Система подогрева сетевого теплоносителя должна исключать возможность загрязнения его радиоактивными продуктами, что как минимум обеспечивается следующим: тепло от реакторного теплоносителя должно отводиться через герметичные теплопередающие поверхности к промежуточной греющей среде; подогрев сетевого теплоносителя греющей средой должен производиться только через теплопередающие поверхности; давление греющей среды должно быть ниже давления сетевого теплоносителя.
  5. Как в нормальных условиях, так и в случае нарушений нормальной эксплуатации концентрация радионуклидов в греющей среде не должна превышать более чем в 10 раз допустимую концентрацию радионуклидов для ограниченной части населения (10 ДКБ).

Реакторная установка

Реакторный блок, являющийся основной частью реакторной установки (РУ), представляет собой комплекс оборудования, в состав которого входит водо-водяной корпусной реактор интегрального типа, который в целях локализации аварий, связанных с разгерметизацией корпуса реактора или трубопроводов вспомогательных систем первого контура, заключен в страховочный корпус.

В корпусе реактора размещены активная зона и теплообменники первого и второго контуров, Верхний объем реактора над уровнем теплоносителя выполняет функцию компенсатора давления первого контура. Теплосъем с активной зоны осуществляется при естественной циркуляции теплоносителя. Подъемная часть контура циркуляции включает участок с индивидуальными тяговыми трубами и расположенный над ними общий тяговый участок.

Теплообменники первого и второго контуров размещены равномерно в зазоре, образованном внутрикорпусной шахтой и корпусом реактора, и с трубопроводами второго контура объединены в три петли.

В состав РУ и обслуживающих систем входят первый контур, второй контур, контур сетевой воды, промежуточный контур собственных нужд. Первый контур включает в себя основной контур циркуляции, а также системы компенсации давления теплоносителя, очистки теплоносителя и др.

Второй контур включает в себя три автономные петли циркуляции. В его состав входят системы компенсации давления контура, подпитки и др.

Контур сетевой воды в пределах станции включает в себя три петли циркуляции (соответственно трем петлям второго контура), объединенные коллекторами горячей и холодной воды. Технологические параметры РУ поддерживаются изменением расхода сетевой воды через сетевые теплообменники путем установки регулирующего клапана.

Активная зона набрана из 121 ТВС по треугольной сетке с шагом 243 мм. ТВС содержит пучок твэлов, заключенных в шестигранный чехол из сплава циркония размером «под ключ» 238 мм и толщиной 1,5 мм. В конструкции предусмотрены индивидуальные тяговые трубы, обеспечивающие гидравлическое профилирование расхода теплоносителя по ТВС в соответствии с их тепловой нагрузкой.

Твэл выполнен из трубки размером 13,6 X 0,9 мм из циркониевого сплава и заполнен таблетками из-спеченного диоксида урана. Твэлы в ТВС расположены в узлах правильной треугольной решетки с шагом 17,8 мм.

Для частичной компенсации запаса реактивности на выгорание и для профилирования энергораспределения по высоте активной зоны в ТВС вместо шести твэлов-устанавливают поглощающие элементы.

Активная зона рассчитана на работу в режиме частичных перегрузок с интервалом между ними два года. В первой загрузке используют топливо с обогащением урана 1,0; 1,6; 2,0%; в стационарном режиме работы подпитку осуществляют топливом с обогащением урана 1,6 и 2,0%. Ниже приведены расчетные характеристики активной зоны.

Для управления мощностью реактора в каждой ТВС (за исключением центральной) располагается регулятор. Он состоит из 18 подвижных поглощающих стержней.

СУЗ обладает достаточной эффективностью для выполнения всех плановых режимов работы и способна перевести реактор из любого состояния в подкритйческое при условии несрабатывания наиболее эффективного органа воздействия на реактивность.

Системы безопасности

Системы воздействия на реактивность. Система A3 реактора предназначена для прекращения цепной реакции при возникновении аварийных ситуаций или отклонений от условий нормальной эксплуатации. Это достигается подачей соответствующих команд в систему управления и последующим введением в активную зону рабочих органов СУЗ. Наивысший уровень защиты предусматривает введение с максимальной скоростью всех рабочих органов СУЗ (сброс под действием силы тяжести при обесточивании двигателей приводов).

Защита срабатывает при достижении аварийных уставок по мощности реактора или времени ее удвоения, при переопрессовке или разгерметизации первого контура, землетрясении, при обесточивании станции, отключении оборудования ACT, требующем вывода РУ из действия, нажатии кнопок A3 на блочном или резервном щитах управления.

Число, расположение, эффективность и скорость введения исполнительных органов A3 таковы, что при аварийных режимах рабочие органы без одного, наиболее эффективного обеспечивают необходимую (по условию неповреждаемости твэлов) скорость снижения мощности и уровень подкритичности реактора.

Функция аварийной остановки реактора осуществляется введением в активную зону под действием силы тяжести 36 РО СУЗ после обесточивания их приводов по сигналам A3. Глушение активной зоны и поддержание ее в подкритическом состоянии обеспечиваются при зависании наиболее эффективного рабочего органа.

Наряду с электромеханической СУЗ предусмотрена страховочная борная система воздействия на реактивность. Она рассчитана на гипотетическую аварию с зависанием в крайнем верхнем положении значительного числа рабочих органов СУЗ и необходимостью экстренного расхолаживания.

Важным фактором безопасности являются внутренние свойства самоограничения: отрицательный коэффициент реактивности по мощности, температуре, паросодержанию для всех компонентов (топливо, теплоноситель) и во всем диапазоне изменения параметров (мощности, выгорания и др.).

Система аварийного отвода тепла. Для аварийного отвода тепла от реактора установка оснащена системой аварийного расхолаживания (САРХ). Принятые решения по САРХ направлены на обеспечение ее высокой надежности путем построения системы с использованием пассивного принципа отвода тепла, резервирования элементов и каналов.

Система аварийного расхолаживания обеспечивает отвод теп-, ла при естественной циркуляции теплоносителя по первому и второму контурам с выпариванием запасов воды из баков САРХ в атмосферу в течение длительного времени' (более трех суток).

Отводимая мощность каждым из трех каналов САРХ при естественной циркуляции- теплоносителей в контурах достаточна для выполнения функции аварийного отвода тепла от реактора. При этом единичный отказ активного элемента в канале в силу резервирования не может вывести его из строя. Подключение системы осуществляется арматурой нормально открытого принципа действия, т. е. для открытия не требуется подвод энергии извне. Для всех элементов САРХ предусматривается постоянный или периодический контроль работоспособности. Система САРХ включается при полном обесточивании или при прекращении теплоотвода в сеть.

Система защиты первого контура от переопрессовки обеспечивает защиту от превышения давления сверх допустимого значения без выбросов активного теплоносителя путем надежного теплоотвода от активной зоны во второй контур и последующего сброса тепла в атмосферу через имеющиеся во втором контуре каналы расхолаживания. Такой способ защиты достигается благодаря большой аккумулирующей способности контуров, их жесткой тепловой связи, обеспечиваемой интегральной компоновкой оборудования первого контура, а также естественной циркуляцией по первому контуру, развитой теплопередающей поверхностью теплообменника первого — второго контуров, естественной циркуляцией по второму контуру в аварийных режимах, использованием функционирующей по пассивному принципу резервированной системы аварийного расхолаживания, каждый из трех каналов которой способен обеспечить отвод тепла от остановленного реактора и защиту первого контура от переопрессовки.

Кроме того, в установке предусмотрена система аварийного отвода тепла с использованием резервированных импульсных предохранительных устройств на компенсаторах давления второго контура в сочетании с надежной подпиткой. Открытие импульсных предохранительных устройств на втором контуре и сброс теплоносителя из него в виде Пара обеспечивают отвод тепла от первого контура и защиту реактора от переопрессовки.

Открытие импульсных предохранительных устройств на втором контуре предусматривается как по сигналу о превышении допустимого давления первого контура, так и по прямому действию давления второго контура. В последнем случае давление в первом контуре ограничивается значением, допустимым для установленного предела прочности реактора.

Таким образом, реализуется принцип защиты реактора с помощью предохранительных устройств, но без сброса активного теплоносителя. Это является весьма важным с точки зрения радиационных последствий в условиях размещения ACT в непосредственной близости от крупных городов.

Теплоаккумуляция. Характерной особенностью реакторной установки является высокая аккумулирующая способность контуров, обеспечивающая относительно медленный рост параметров первого контура при нарушениях теплоотвода. Аккумулирующая способность обусловлена большими массами воды и металлоконструкций первого и второго контуров по отношению к низкой энергонапряженности активной зоны и естественной циркуляцией теплоносителей в них, обеспечивающей эффективное перемешивание воды. Показательной характеристикой тепловой инерционности установки может служить скорость разогрева первого и второго контуров при отсутствии теплоотвода, не превышающая 30° С/ч при максимальной мощности остаточных тепловыделений.

Аккумулирующая способность обеспечивает резерв времени, исчисляющийся десятками минут, для принятия решений оперативным персоналом. Последнее позволяет условно рассматривать аккумулирующую способность как пассивный канал отвода тепла от активной зоны, ограничивающий в течение значительного времени рост давления в первом контуре.

Локализующие системы. Страховочный корпус является пассивным защитным и локализующим устройством, обеспечивающим безопасность при разгерметизации корпуса реактора в пределах проектного значения и при разрывах трубопроводов систем первого контура, расположенных внутри страховочного корпуса. В последнем предусмотрен контроль давления. Конструкция страховочного корпуса состоит из нижней и верхней частей, объем и конфигурация которых выбраны из условия обеспечения уровня теплоносителя в реакторе выше активной зоны.

Система двойной запорной арматуры на трубопроводах первого контура в пределах страховочного корпуса предусмотрена для ограничения выбросов, активного теплоносителя из реактора и обеспечения уровня теплоносителя в реакторе выше активной зоны при аварийной разгерметизации трубопроводов или оборудования систем первого контура вне страховочного корпуса.

При закрытии арматуры обеспечивается отсечение объема реактора- от вспомогательных систем первого контура. Строительные конструкции и компоновка здания ACT должны обеспечить защиту РУ и основных систем ACT, важных для безопасности, от внутренних нарушений и внешних воздействий включая падение самолета. В качестве основного варианта применена компоновочная схема с 3О, традиционной для современных водо-водяных энергетических реакторов. Герметичная 3О защищает оборудование от внешних воздействий и локализует выбросы радиоактивных продуктов в случае маловероятных аварийных ситуаций при разгерметизации основного контура.

Под ЗО, кроме реактора и систем, связанных с основным кон-.туром, располагаются бассейн выдержки отработавшего топлива, центральный зал с комплексом устройств для технологических операций по перегрузке активной зоны, а также системы, ответственные за безопасность.

Обеспечение безопасности при аварии с разгерметизацией первого контура. Оптимизация решений по обеспечению безопасности реакторной установки при аварии с разгерметизацией первого контура направлена на -исключение больших потерь активного теплоносителя, использование пассивных локализующих устройств, сохранение активной зоны под заливом без использования средств аварийной подачи воды в реактор включая случай разгерметизации корпуса реактора.

Как было отмечено выше, реактор выполнен в интегральном исполнении и размещен внутри КС. На трубопроводах вспомогательных систем первого контура, выходящих за пределы КС, установлена двойная быстродействующая арматура нормально закрытого принципа действия, размещенная в пределах последнего. Аналогичное решение в виде двойного барьера на пути потенциально возможного распространения теплоносителя первого контура из реактора в помещения станции реализовано по отношению к разгерметизации любого участка -первого контура.

Низкое давление в первом контуре обеспечивает сравнительно спокойный характер процессов при его разгерметизации в пределах КС.

Анализ процессов показывает, что при разгерметизации первого контура обеспечивается глушение активной зоны, локализация теплоносителя основного контура в пределах реакторной установки и отвод тепла с использованием каналов нормального или аварийного расхолаживания.

При этом исключается выброс большого количества теплоносителя первого контура в помещения станции и не требуется аварийная подача воды в реактор.

Активная зона при разрыве трубопровода максимальным сечением или разгерметизации корпуса реактора в любом месте остается под заливом теплоносителя.

Аварийное расхолаживание активной зоны в условиях аварийной геометрии первого контура (реактор + КС) обеспечивается системой САРХ. Ниже перечислены .основные физико-технические особенности реакторной установки АСТ-500 и технические решения по системам безопасности.

Физико-технические особенности реакторной установки АСТ-500 и технические решения по системам безопасности

Корпусной водо-водяной реактор. Принят корпусной водо-водяной реактор с присущими ему положительными качествами: техническая освоенность, понимание и изученность теплотехнических процессов, опыт эксплуатации, составляющий около 5000 реактор-лет.

Развитые свойства саморегулирования и самоограничения. Свойство саморегулирования и самоограничения обеспечивается отрицательными значениями температурного, мощностного и парового эффектов реактивности во всех диапазонах температуры, мощности, выгорания.

Низкая удельная энергонапряженность. По сравнению с ВВЭР снижена в 3—4 раза удельная энергонапряженность активной зоны, (до 27 кВт/л) и энергонапряженность топлива (до 10 кВт/кг). Относительно низка абсолютная мощность (500 МВт). Совокупность параметров обеспечивает низкую запасенную энергию активной зоны, что предопределяет спокойный характер протекания аварийных режимов," а также значительно снижает уровень запасенной активности и обеспечивает задержку выхода радиоактивных продуктов из холодного топлива под оболочку твэлов.

Низкие параметры реактора. Особенность ACT — пониженные режимные параметры (Pi =2,0 МПа; Ti=200° С). Снижение параметров приводит к соответствующему снижению температуры топлива и запасенной энергии в системе.

Всережимная естественная циркуляция теплоносителя в реакторе. Использование естественной циркуляции теплоносителя в реакторе обеспечивает автономность контура циркуляции, позволяет исключить сложные динамические режимы, характерные для .реакторов с принудительной циркуляцией теплоносителя. С естественной циркуляцией связан эффект увеличения расхода теплоносителя в реакторе при увеличении мощности.

Высокая аккумулирующая способность. Большая масса воды в реакторе, естественная циркуляция теплоносителя, контур простой геометрии обусловливают возможность высокой аккумуляции тепла и определяют большую инерционность аварийных процессов, связанных с прекращением теплоотвода. За счет аккумуляции остаточных тепловыделений в контурах без каких-либо каналов расхолаживания время достижения предельного давления составляет 2—3 ч.

Интегральная компоновка реактора. Интегральная компоновка реактора с размещением активной зоны, теплообменников первого — второго контуров и компенсатора давления в корпусе реактора позволила исключить трубопроводы большого диаметра, а все трубопроводы первого контура разместить выше активной зоны. Большой водяной зазор между активной зоной и корпусом реактора при интегральной компоновке снижает поток быстрых нейтронов на корпус до ~1016 н/см2 (за 30 лет) и исключает вопрос о радиационном охрупчивании корпуса.

Наличие страховочного корпуса. Использование страховочного корпуса вокруг реактора, рассчитанного на давление, устанавливающееся при разгерметизации корпуса реактора, является принципиально новым решением, обеспечивающим в этой аварии сохранение активной зоны под уровнем воды, исключение плавания твэлов и локализацию активного теплоносителя в небольшом объеме в непосредственной близости от корпуса реактора, т. е. введен дополнительный барьер безопасности.

Жесткая тепловая связь контуров, теплоотводный принцип защиты от превышения давления в реакторе. Теплообменники, размещенные внутри корпуса реактора при интегральной компоновке, обеспечивают непосредственное воздействие на температуру в активной зоне и ее охлаждение, а встроенный компенсатор давления определяет однозначное соответствие между давлением в реакторе и температурой. Снижение температуры второго контура средствами теплоотвода приводит к эффективному снижению температуры и давления в реакторе и обеспечивают теплоотводный принцип защиты реактора от превышения давления. Такое решение дало возможность отказаться от установки предохранительных клапанов на первом контуре, что позволило исключить: ложные срабатывания предохранительных клапанов; возможность значительного прямого выброса радиоактивного теплоносителя первого контура через клапаны (особенно в случае непосадки клапана); оперативные средства аварийной подпитки реактора.

Естественная циркуляция теплоносителя по всем контурам. Система аварийного теплоотвода от реактора до конечного поглотителя тепла выполнена трехканальной и функционирует на пассивном принципе при естественной циркуляции теплоносителя по всем контурам без использования внешних источников энергии в течение нескольких суток.

Трехконтурная схема отвода тепла от реактора. Для защиты потребителей тепла используется трехконтурная схема отвода тепла от реактора с барьером по давлению, обеспечивающая предотвращение поступления радиоактивных веществ в тепловые сети при авариях с разгерметизацией теплообменников первого — второго контуров.

Страховочные (дополнительные) системы и устройства безопасности. Страховочные системы и устройства, предназначенные для обеспечения безопасности в сверхпроектных и гипотетических авариях: системы и устройства,, воздействующие на реактивность — расцепительное устройство для обесточивания приводов СУЗ, система подачи борного раствора; система аварийного теплоотвода от реактора за счет выпаривания воды второго контура через импульсные предохранительные устройства на компенсаторе давления второго контура; система подпитки реактора водой для восполнения потерь воды после многочасовой АПТ при разгерметизации первого контура.

Водо-водяные реакторы повышенной безопасности. Реактор PIUS —SECURE.

Технические особенности. В Швеции разрабатывается концепция реактора PIUS (в переводе: процесс с максимальной внутренней безопасностью).

Активная зона реактора PIUS — SECURE размещена на дне бассейна, заполненного холодной борированной водой с концентрацией менее 10 г Н3В03/кг. Бассейн, находящийся под давлением 0,7 МПа, заключен в бетонный корпус, снабженный бетонной крышкой.

Корпус реактора не несет давление и является стальной перегородкой между борированной водой в бассейне и водой в реакторе с меньшей концентрацией бора. Корпус реактора сообщается с бассейном через газовый затвор (в верхней части) и устройство, препятствующее перетеканию воды из активной зоны в бассейн (в нижней части).жуточный контур.

Вода прокачивается через реактор циркуляционными насосами, размещенными вне корпуса бассейна. При нормальной эксплуатации реактора вода в бассейне отделена от теплоносителя в первом контуре реактора газовым затвором, расположенным в верхней части корпуса реактора над активной зоной. Перепад давлений в активной зоне создается циркуляцией теплоносителя.

При заметном понижении скорости циркуляции высота газового затвора уменьшается, уровень воды в активной зоне повышается, борированная вода из бассейна затекает в активную зону и реактор останавливается. Охлаждение активной зоны осуществляется естественной циркуляцией борированной воды через реактор в бассейн. Использование газового затвора позволяет просто и быстро останавливать реактор путем отключения главных циркуляционных насосов.

При подключении основного контура циркуляции с насосом, подача которого соответствует расходу ЕЦ по трассе активная зона — бассейн, поступление холодной воды из бассейна через нижнее окно шахты прекращается. После этого вода в основном контуре может быть разбавлена для уменьшения концентрации бора и вывода реактора в критическое состояние.

Реактор работает в режиме саморегулирования, без использования каких-либо механических регуляторов реактивности. Расход теплоносителя и температура на выходе из зоны поддерживаются постоянными во всем диапазоне мощностей. Вода второго контура борирована и находится под давлением, превышающим Pi, поэтому любая течь будет направлена из второго контура в первый и при этом не произойдет разбавления теплоносителя.

Первый контур вынесен за пределы бетонного корпуса_ и состоит из трех петель, одна из которых резервная. Циркуляция по петлям осуществляется с помощью электронасосов. В каждой петле установлен один насос. Все три петли связаны контуром естественной циркуляции с холодной борированной водой, заполняющей бетонный корпус. При нормальной работе установки эта связь блокируется с помощью газовой подушки над активной зоной за счет перепада давления теплоносителя на зоне.

Промежуточный контур предназначен для съема тепла с теплоносителя первого контура" и передачи его воде сетевого контура. Давление в промежуточном контуре выше, чем в первом, и равно 1,6 МПа. В контуре осуществляется принудительная циркуляция.

Активная зона реактора, расположенная внутри металлического корпуса, набирается из ТВС квадратного сечения с циркониевым кожухом, содержащих стерженьковые твэлы из диоксида урана с циркониевой оболочкой (144 ТВС по 60 твэлов).

Основная особенность проекта PIUS состоит в том, что верхняя и нижняя части корпуса реактора соединены с объемом воды в железобетонном контайнменте с помощью своеобразных гидрозатворов, не имеющих герметичных перегородок, но предупреждающих поступление холодной борированной воды через верхний гидрозатвор за счет давления газа и через нижний — за счет равенства напора, создаваемого циркуляционным насосом, и гидростатического столба воды в бассейне.

При нарушении циркуляции (т. е. уменьшении разницы между давлением на входе и выходе из активной зоны) увеличение давления над активной зоной приведет к вытеснению газа через верхний гидрозатвор и в результате этого к инжекции борированной воды из объема бассейна (через нижний гидрозатвор) в активную зону.

Конструктивное решение нижнего гидрозатвора, который при нормальной работе реактора должен не допускать попадания в активную зону борного раствора из бассейна, а в аварийных ситуациях обеспечивать максимально быстрое введение бора, может оказаться трудновыполнимым.

Системы безопасности

В естественном состоянии из-за разности плотностей нагретой воды в реакторе и холодной в бассейне развивается естественная циркуляция воды бассейна через активную зону. Этот процесс обеспечивает вынос из зоны остаточных тепловыделений и их аккумуляцию в бассейне.

Остаточное тепловыделение аккумулируется в большом объеме воды (1,5 м3/МВт (тепл.)), окружающем активную зону, который сообщается с ней без помощи каких-либо активных элементов (насосов, клапанов) и вмешательства оперативного персонала. Этот объем воды располагается над активной зоной в том же корпусе и при том же рабочем давлении, его достаточно для расхолаживания в течение недели.

Воздействие на реактивность обеспечивается изменением концентрации раствора борной кислоты в первом контуре. Любые отклонения в режиме эксплуатации, связанные с понижением безопасности, приводят к ликвидации газового затвора в верхней части и, как следствие, к поступлению борированной воды в активную зону и остановке реактора.

Дополнительная система воздействия на реактивность— система ввода механических поглотителей — предназначена для подавления цепной реакции в активной зоне путем ввода шариков из борированной стали. Система используется для длительной остановки реактора (от нескольких часов и далее) и состоит из сосуда, насоса и трубопроводов. За счет гидравлического напора шарики, находящиеся над активной зоной в области газовой подушки, по специальным каналам попадают в активную зону. Выведение поглотителя из активной зоны осуществляется при снятой крышке железобетонного корпуса специальной гидравлической системой.

Обеспечение безопасности в аварийных режимах

Проект PIUS позволяет исключить возможность расплавления активной зоны и упростить конструкцию реактора. В проекте используется корпус давления и принцип двух объемов воды, жидкостная система аварийного охлаждения активной зоны внутри корпуса давления, активная зона с низкой избыточной реактивностью.

Не требуются какие-либо движущиеся или электрические элементы для функционирования систем аварийной остановки реактора и расхолаживания, причем выполнение этих функций не зависит от оборудования, размещенного вне корпуса давления реактора. Активные компоненты предусматриваются только" для режимов нормальной эксплуатации. Допускается единственное исключение в системах безопасности в отношении предохранительных клапанов.

Длительное обесточивание. При обесточивании станции реактор автоматически приводится в подкритическое состояние отключением главных циркуляционных насосов и поступлением борированной воды на вход в активную зону, как и при нормальной остановке. При длительном обесточивании через 24 ч температура воды в железобетонном корпусе достигает 95° С. При достижении температуры воды 150° С срабатывает предохранительный клапан, установленный на железобетонном корпусе, и образующийся пар сбрасывается в реакторное помещение, где конденсируется на его холодных стенках. При этом необходимость добавления воды в железобетонный корпус возникает не ранее чем через 7 сут. Таким образом, при длительном обесточивании нет необходимости оперативного вмешательства эксплуатационного персонала и потребности в резервных источниках энергопитания для главных циркуляционных насосов.

Обесточивание главных циркуляционных насосов. При выключении ГЦН или потере теплового потребления последовательность прохождения режима следующая:

  • обесточиваются ГЦН;
  • уменьшается расход через активную зону реактора;
  • уменьшается перепад давления на активной зоне, что приводит к вытеснению газа из компенсатора давления и поступлению борного раствора из объема железобетонного корпуса;
  • через активную зону устанавливается естественная циркуляция по контуру, связанному с внутренним объемом железобетонного корпуса.

Разрыв трубопровода первого контура. При разрыве трубопровода увеличивается расход; уменьшается статическое давление в трубах Вентури, установленных в трубопроводах первого контура, вследствие чего начинается процесс кавитации; в результате этого быстро растет перепад давления на трубе- Вентури и она начинает работать как ограничитель расхода. Вследствие уменьшения расхода через активную зону перепад на ней уменьшается, что приводит к вытеснению газовой подушки из компенсатора давления и поступлению борированной воды на вход в активную зону, и через 5 с реактор останавливается.

Падение давления в реакторе или повышение температуры на выходе из активной зоны. Падение давления в реакторе или повышение температуры теплоносителя первого контура приводит к остановке реактора с помощью труб Вентури, вскипание теплоносителя в которых приводит к уменьшению расхода через активную зону, и как следствие этого к поступлению в нее борированной воды из железобетонного корпуса. Расхолаживание реактора в этом случае происходит, как и при нормальном расхолаживании установки.

Концепция и принципы реактора PIUS— SECURE

Повышенный уровень безопасности предлагаемого проекта достигается релизацией следующих технических решений:

  1. использованием естественных процессов для выполнения функций безопасности;
  2. применением железобетонного корпуса, невозможность хрупкого разрушения которого принципиально доказана;
  3. размещением реакторной установки внутри железобетонного корпуса, выполняющего функции локализующей системы;
  4. использованием большого объема холодной высокоборирован-ной воды (в железобетонном корпусе) для отвода остаточного тепловыделения в аварийных ситуациях;
  5. сочетанием принудительной циркуляции с контуром естественной циркуляции (всегда готовым к работе) благодаря гидрозатворам, построенным по принципу работы аккумулирующих емкостей, когда холодная вода подается снизу, а горячая отбирается сверху;
  6. инжектированием борной кислоты из железобетонного корпуса при необходимости остановки реактора;
  7. отводом остаточных тепловыделений в режиме ЕЦ по контуру: активная зона — верхняя часть корпуса реактора — холодная вода в железобетонном корпусе — нижняя часть корпуса реактора;
  8. исключением обезвоживания активной зоны;
  9. максимальным использованием пассивного принципа работы систем безопасности (нет механически перемещаемых устройств для поглотителей нейтронов, нет запорной арматуры на линии контура естественной циркуляции, система расхолаживания выполняет и функции системы аварийной защиты и т.д.);
  10. выполнением функций безопасности без вмешательства эксплуатационного персонала.

Высокотемпературные гелиевые реакторы ВТГР повышенной безопасности

Проекты ВТГР малой единичной мощности (200—260 мВт (тепл.)), наиболее полно реализуют преимущества ВТГР в обеспечении безопасности. Эти реакторы, в частности HTR-100 и HTR-MODUL, по уровню внутренней безопасности (самозащищенности), используемым техническим решениям могут быть отнесены к реакторам повышенной безопасности.

Реакторы HTR-100 и HTR-MODUL имеют шаровую активную зону, охлаждаемую потоком гелия, принудительная циркуляция которого по первому контуру обеспечивается газодувками. Параметры гелия первого контура: температура на входе/выходе из активной зоны примерно 250/700—740° С, давление примерно 6—7 МПа. Средняя энергонапряженность активной зоны 3—4 МВт/м3.

Установки являются двухконтурными, в которых тепло от первого контура передается в парогенераторе воде второго контура.

Реакторы HTR-100 и HTR-MODUL имеют металлические корпуса. По компоновочным решениям реакторы HTR-100 и HTR-MODUL существенно различаются. В HTR-100 использована интегральная компоновка первого контура с размещением ПГ в корпусе реактора над активной зоной, в HTR-MODUL ПГ с газодувкой располагается в отдельном стальном корпусе (теплопередающем блоке).

Системы остановки реактора

При остановке реактора используются только органы регулирования, расположенные в боковом отражателе, что исключает возможность разрушения твэлов при внедрении стержней СУЗ в засыпку твэлов и обеспечивает их максимальное быстродействие. Это приводит к ограничению диаметра активной зоны не более 3 м.

В реакторе предусмотрена многократная циркуляция шаровых твэлов через активную зону. Многократная циркуляция отличается от однократного прохождения активной- зоны меньшей неравномерностью аксиальных нейтронных полей и тепловыделения. Выравнивание аксиальных нейтронных полей способствует повышению эффективности органов управления в каналах бокового отражателя.

Система управления реактивностью включает две независимые подсистемы, имеющие различные принцип действия и эффективность:

  • подсистема, состоящая из стержней;
  • подсистема поглощающих шариков — CLAC-система.

CLAC-система служит для целей долгосрочной остановки реактора, включается оператором и может резервировать основную (стержневую) подсистему в случае отказа последней.

Применение внезонной системы компенсации реактивности обусловливает вытянутую форму активной зоны. Поглощающие стержни бокового отражателя используются для быстрого введения отрицательной реактивности, CLAC-система — для длительной остановки реактора.

Увеличение отношения H/D ведет к повышению утечки нейтронов через боковую поверхность и, следовательно, отвечает решению задач создания внезонных систем компенсации реактивности. Для остановки реактора без расхолаживания, а также для регулирования мощности в интервале от 50 до 100% номинальной предусмотрены укороченные стержни, вводимые в боковой отражатель до половины высоты активной зоны. Для остановки с расхолаживанием предусмотрена многоканальная CLAC-система, в которой используются мелкие иоглощающие шарики, засыпающиеся в каналы бокового отражателя.

Увеличение отношения числа ядер графита к числу ядер тяжелых элементов рассматривается как важная пассивная мера, направленная на уменьшение реактивности, высвободившейся при попадании пара в шаровую засыпку.

Для модульных реакторов характерно использование низко-обогащенного уран-плутониевого топлива.

Система аварийного отвода тепла

В любых аварийных ситуациях, в том числе и при. разгерметизации первого контура, отсутствии теплоносителя, съем остаточных тепловыделений может происходить путем теплопроводности, теплоизлучения и естественной конвекции на расположенный за пределами реактора пассивный теплообменник, что обеспечивает непревышение допустимой температуры металлического корпуса и железобетонной шахты, при этом температура топлива ограничивается 1600—1800°С.

Это условие выполняется при ограничении средней энергонапряженности примерно 3 МВт/м3 и ограничении линейной нагрузки примерно 25 МВт/м, а также при равномерном распре делении осколков деления в активной зоне, что достигается многократной циркуляцией твэлов через активную зону (10—15 раз за их время нахождения в активной зоне).

Функция аварийного отвода тепла в реакторах HTR выполняется с использованием сочетания активных и пассивных принципов и соответствующих систем расхолаживания.

В реакторе HTR-100 остаточное тепло отводится двумя различными системами:

активной системой, использующей ПГ и конденсатно-питательный тракт с отводом тепла до конечного поглотителя (градирни) и состоящей из двух независимых каналов;

  • пассивной системой охлаждения бетона шахты реактора с выпариванием запасов воды в атмосферу (запас воды примерно на 2 сут), состоящей из двух каналов.

Отвод тепла через ПГ может осуществляться как при работе газодувок в первом контуре, так и при естественной циркуляции гелия первого контура, которая достаточна для аварийного отвода тепла из-за расположения ПГ над активной зоной в едином корпусе.

Система охлаждения бетона предназначена для отвода остаточного тепла в редких авариях с отказом активной системы расхолаживания через ПГ.

В реакторе HTR-MODUL остаточное тепло отводится двумя различными системами, использующими активные принципы:

  • главной системой расхолаживания через ПГ и конденсатно-питательную систему с отводом тепла до конечного поглотителя (градирни);
  • дополнительной водяной системой охлаждения шахты реактора через поверхностные холодильники с отводом тепла в спе: циальных градирнях.

Поверхностные холодильники расположены вокруг корпуса реактора и обеспечивают постоянный отвод тепла как при нормальной эксплуатации реактора, так и при отказе (или отключении) главной системы расхолаживания. Система расхолаживания через поверхностные холодильники выполнена трехканальной («1 из 3»). При этом два канала из трех отводят тепло с помощью постоянно циркулирующей воды через промежуточные теплообменники, которые, в свою очередь, охлаждаются через автономные системы с собственными насосами и градирнями. В этом случае долговременный отвод остаточного тепла выполняют расположенные сбоку корпуса реактора поверхностные холодильники. До тех пор пока не установится состояние равновесия между генерируемым теплом и теплом, отводимым через корпус реактора, будет расти температура топлива и некоторых конструкций. После достижения равновесия температура твэлов остается в допустимых пределах, при этом даже в случае одновременной разгерметизации первого контура она не превышает уровня 1600° С.

Обеспечение внутренней безопасности

Реакторы HTR-100 и HTR-MODUL характеризуются высоким уровнем внутренней безопасности (самозащищенности), который обеспечивается следующими физико-техническими особенностями:

  • отрицательным коэффициентом реактивности во всем диапазоне температур;
  • высокими аккумулирующими способностями графита как основного компонента активной зоны;
  • использованием металлических корпусов как пассивных элементов для передачи тепла в радиальном направлении;
  • низкой энергонапряженностью активной зоны (3—4 мВт/м3);
  • ограничением уровня единичной мощности реакторного модуля примерно до 200—300 МВт;
  • широким использованием пассивных средств теплоотвода с помощью естественных процессов теплопроводности, конвекции и излучения;
  • использованием (только для HTR-100) ЕЦ гелия в первом контуре после отключения (отказа) газодувок;
  • размещением ПГ в отдельном корпусе ниже активной зоны (только для HTR-MODUL), исключающим попадание большого количества воды в активную зону и др.

Указанные реакторы разработаны с учетом того, чтобы всегда, даже в случае выхода из строя всех активных систем аварийной остановки и отвода остаточного тепла, температура твэлов не превышала 1600° С, при которой обеспечивается эффективное удержание радиоактивных продуктов деления в пределах шарового твэла.

Безопасность в условиях тяжелых аварий

Рассматриваются, как правило, следующие гипотетические аварии:

  • а)   прекращение подачи питательной воды в ПГ и потеря давления в первом контуре вследствие его разгерметизации (реактор остановлен, отвод тепла выполняется системой охлаждения бетона шахты реактора);
  • б)  авария типа «а» и дополнительный отказ системы охлаждения бетона шахты реактора;
  • в)   попадание больших количеств воды (пара) в активную зону при наложении большого количества отказов;
  • г)   попадание воздуха в первый контур с образованием естественной тяги (каминного эффекта) по воздуху в активной зоне.

Применительно к реактору HTR-MODUL проведенный анализ указанных тяжелых аварий показал следующее.

При аварии типа "а" отвод остаточного тепла осуществляется с помощью трехканальной системы («1 из 3») охлаждения бетона шахты реактора за счет теплопроводности шаровой активной зоны (без потока теплоносителя) и передачи тепла излучением в поверхностных охладителях указанной системы. Максимальная температура твэлов 1510° С достигается через 30—40 ч после начала аварии. Примерно через 100 ч максимальная температура твэлов снижается до 1250° G с последующим снижением в дальнейшем. При этом в момент максимального разогрева активной зоны не более 30% твэлов шаровой засыпки имеют температуру 1200° С.

В аварии типа «б», которая связана с дополнительным отказом системы охлаждения бетона (отказ трех каналов), происходит нагрев корпуса реактора и бетонной шахты до температуры 500° С. Возможно также повышение температуры указанных элементов до 600° С (через неделю), если на внешней стороне шахты будет удерживаться температура 50°С.

При анализе гипотетических аварий типа «в» в реакторе HTR-MODUL предполагалось, что в активную зону попадает 3000 кг воды из пароводяной системы (против 600 кг для проектных аварий) или 100 т воды по другому сценарию аварии. В последнем случае испаряется не более 10—15 т воды, а коррозия охватывает менее 10% графита на поверхности твэлов. Рост давления в первом контуре будет компенсироваться открытием предохранительных клапанов. Имеется запас времени в несколько часов для принятия защитных мер. Если последние не будут приняты, то температура твэлов, тем не менее не превысит предельной 1600° С, но могут возникнуть локальные вспышки взрывных газовых смесей с повреждением элементов здания.

Попадание воздуха в первый контур в больших объемах в гипотетических авариях типа «г» связывается с предположением разгерметизации в верхней и нижней частях корпуса реактора, бетонной шахты,, здания реактора и организацией естественной тяги по воздуху через реактор. В такой гипотетичее-кой аварии потребуется не менее 30 ч для горении шаровых твэлов (окисление графита) с разрушением микротвэлов (расход воздуха 0,6 кг/с). Расчеты показали, что в течение этого времени уровень температур твэлов не превышает 1600° С, что позволяет обеспечить приемлемые уровни радиации в обслуживаемых помещениях и обеспечить в них доступ персонала для принятия необходимых защитных мер.

 

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.

titan atf 4400 масло в гур титан 4400
 
Ущiльнення скла дверцят купить запчасть 6L4839478C Skoda Audi Volkswagen Seat
 
btc mixing
 
musik free download mp3